舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性

舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性

彭军;于雷

【摘要】用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模,并用实际装置的试验结果进行校核验证.重点分析了自然循环工况下蒸汽发生器U型管内冷却剂倒流特性对非能动余热排出系统运行特性的影响.结果表明:舰船核动力装置发生全部电源丧失事故时,蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能正常投入运行,但蒸汽发生器U型管内冷却剂会发生倒流,降低了一回路主系统的自然循环能力.%This paper simulate the passive residual heat removal system(PRHRS)of a type of marine nuclear power plant with RELAP5/MOD3. 2 code, which was verified the test results by the actual device. Analyses the reverse flow characteristic in the inverted U-tubes of the steam generator (SG) under natural circulation. The results show that when marine nuclear power plant loss of offsite power, the PRHRS of the secondary side of steam generator start up, but the coolant may reverse flow in the inverted U-tubes of the steam generator( SG), which reduce the natural circulation in primary loop system heat removal ability.

【期刊名称】《舰船科学技术》

【年(卷),期】2012(034)007

【总页数】5页(P64-67,95)

【关键词】非能动余热排出系统;蒸汽发生器;自然循环;RELAP5/MOD3.2

【作者】彭军;于雷

【作者单位】海军工程大学,湖北武汉430033;海军工程大学,湖北武汉430033【正文语种】中文

【中图分类】TL364

日本福岛核电站受严重自然灾害的影响，发生了全厂电源丧失事故，由于没有非能动余热排出系统，反应堆堆芯衰变热无法正常排出，导致燃料元件过热熔化，造成了严重的核事故。增设了非能动余热排出系统的核动力装置可保证系统在失去电力供应的情况下，不依赖任何外部动力，利用多个回路的自然循环，及时带走反应堆的衰变热，保障反应堆安全。目前几乎所有新型核动力装置设计中，均考虑采用非能动余热排出系统，如 AP1000、WWER1000、EPP1000等。由于受到空间与重量限制，加上海洋环境的影响，舰船核动力装置非能动余热排出系统设计理念及运行特性与陆基核动力装置存在一定的差异，对舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性进行详细研究意义重大。

非能动余热排出系统自然循环特性主要基于两相流的流动与换热理论，尤其是需要建立适用于自然循环运行特性分析的数学模型。通常可选用的程序有：ATHLET、RETRAN02、CATHARE和 RELAP5等，目前认为，RELAP5/MOD3.2是比较适合此类问题分析的热工水力估算程序［1－3］。

本文用RELAP5/MOD3.2安全分析程序对某型舰船核动力装置非能动余热排出系统进行数学建模与理论计算，采用一种对蒸汽发生器U型传热管按不同长度分类的新方法进行建模，用以模拟自然循环工况下U型管内可能存在的冷却剂倒流现象，并与试验结果进行校核验证。对该型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性进行分析研究，并得到研究结论。

某型舰船核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的原理简图(单侧环路)如图1所示。系统主要由堆芯、稳压器、主泵、蒸汽发生器、非能动余热排出冷

凝器、冷却水箱、二回路蒸汽隔离阀V2及V4、凝水给水阀V1及V3组成。若干根直列式传热管组成了非能动余排冷凝器，来自蒸发器的蒸汽在传热管内流动，通过传热管冷却后变成冷凝水回流到蒸发器，作为最终冷源的冷却水在传热管壳层流动。

非能动余热排出系统未投入运行时，阀门V4常开，V3关闭，以保证冷凝器及凝

水管线内充满水且与蒸汽发生器内温度相差不大，阀门V2和V1开启。此时，蒸汽发生器内饱和蒸汽流过阀门V2推动汽轮机做功，乏汽经冷却后通过阀门V1进入蒸汽发生器二次侧。当丧失外部电源时，一回路主泵停止运转，阀门V2和V1

相继关闭，阀门V3开启，来自蒸汽发生器的饱和蒸汽通过阀门V4流入非能动余

热排出冷凝器，被冷却后经V3回流至蒸汽发生器，非能动余热排出系统投入运行。通过建立反应堆与一回路系统、蒸汽发生器二次侧与非能动余热排出冷凝器一次侧、非能动余热排出冷凝器二次侧与冷却水系统3个环路的自然循环流动，将堆芯的

衰变热带到冷却水箱中［2］。

利用RELAP5/MOD3.2程序对舰船核动力装置非能动余热排出系统进行建模计算，对反应堆及主冷却剂系统、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统进行了精细的控制体划分;简化了一回路辅助系统及二回路系统的建模;为了模拟自然循环低流量情

况下的蒸汽发生器U型管内复杂的流动特性，本文没有采用传统的集总参数建模

方法，而是将蒸汽发生器U型管按长度分为16类，这样既可以避免控制体过多，计算时间过长，又能比较准确地模拟不同类别的U型传热管内冷却剂的流动与传

热特性。鉴于篇幅所限，本文给出了蒸汽发生器U型管控制体划分简图(见图2)及蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(见图3)的控制体划分图。

假设系统稳态运行一段时间后，发生全部电源丧失事故，反应堆保护停堆，蒸汽发生器给水关闭;非能动余热排出系统投入运行。利用RELAP5/MOD3.2安全分析程序进行计算，重点针对事故初期，给出了一回路稳压器压力、反应堆入口温度、反