非能动余热排出技术
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出 ， 保反 应堆安 全 。 确
在 短期 内无法 评估 ， 影响 是长期 的 。这 次核事 故与美 国三哩 岛及苏联 的切 尔诺 贝利核 事故一再 提 醒人们 ， 核能 的利 用 是 把 双 刃 剑 。核 能 清 洁 、 高效 、 济 、 经 环
余热 排出系统 分 为 能动 余热 排 出 系统 和非 能 动 余热 排出 系统 ２大类 。二 者 的 区别是 能 动余 热 排 出 系统必 须依靠外 部 电源 ， 而非 能动余热 排出 系统不 需
ｓ ｔ ｙｓｅｍ ．
Ｋｅ ｒ ｓ： ｒ ａ ｔ ｒ； ｔ ｒ ｌ ｃ ｒ ｕ ａ ｉ ｇ； ａ ｓｖ ｅ ｉ ｕ ｌｈ ａ ｅ ｖ ｌ ｓ ｓ ｅ ｙ ｗｏ ｄ ｅ ｃ ｏ ｎａ ｕ ａ ｉｃ ｌ ｔ ｎ ｐ ｓ ｉ ｅ ｒ ｓｄ ａ ｅ ｔ ｒ ｍｏ ａ ｙ ｔ ｍ
啸造成 巨大损失 ， 与 由此 引发 的福岛核 电站核 泄漏 但 事故造 成 的损失 相 比则 是 短期 的 、 可评 估 的 ， 而福 岛
核 电站 核 事 故 造 成 的 经 济 损 失 、 境 影 响 及 社 会 影 响 环
压力边 界和安 全壳 破 损 等事 故 。所 以核 电站 和核 潜 艇等均 要设 置 余 热 排 出 系统 ， 以停 堆 后 将 余 热 导 用
法规 和规 范标 准 ， 不 断研 究和 发展核安 全技术 。 并
能动 余热排 出 系统 是在 电源供 给 有保 障 的情 况
下， 通过 主冷却剂 泵 、 余热 排 出泵 和冷却水 泵等设备 ， 分 别驱动 主冷却剂 、 汽 发生 器 二次 侧 给水 、 却 水 蒸 冷
进行 强迫循 环 ， 将堆 芯 余热 一 级一 级 接 力式 导 出 ， 并
送 至 最 终 热 阱 。 在 断 电 （ 可 靠 电 源 丧 失 ） 情 况 含 的
Ａｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｓ ｉ ｅ ａ ｔ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｔ ｃ ｎｉａ ｌｃ ｔｏ ｆｐａ ｓｖ ｆｅ ｈｅ ｔｄ ｓ ｈａ ｇ ｅ ｈ ｃ ｌ
Ｌ１ Ｙｕａ — ｈｅ ｇ ｎｓ ｎ
（ ｈｎ ｈｐＲｅｅ ｒｈ ａ ｄ Ｄ ｖ ｌｐ ｎ ａ ｅ ， ｅ ｉｇ １ ０ Ｃ ｉａ Ｃ ｉａ Ｓ ｉ ｓａｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔＡｃ ｄ ｍｙ Ｂ ｉ ｎ ２， ｈｎ ） ｊ ０１ ９
Ａ ｂ ｔａ ｔ ｓ ｒ ｃ ： Ｔｈ ｓ ａ ｘ ａ ｉｔ ｈ ｄｖ ｎｔｇ ｓｏ ｈ ａ ｓｖ ｆｅｈｅ ｔｄ ｓ ｈａｇ ｙ ｔｍ ｎ ｔ ｕ ｒ ｎ ｅ ｅ ｓ ｙｅ ｐ ｔ ｅ ｔｅ ａ ａ ａ ｅ ｆｔ ｅ ｐ ｓ ｉｅ ａ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｓ ｓｅ ａ ｄ ｉ ｃ ｒｅ ｔ ａ ｉ ｓ
要 电源 。
保， 但一 旦 发 生 核 事 故会 威 胁 周 围 居 民 的 安 全 与 健 康， 对周 边环境 （ 土壤 、 气 、 ） 大 水 造成 核 污染 ， 影 响 且 的范围广 ， 持续 时 间 长 。为 安全 利 用 核能 ， 免 核事 避
故 ， 类 在不断 Baidu Nhomakorabea结 经 验 教训 ， 究 完 善核 安 全 法律 人 研
０ 引 言
２１ ０ １年 ３月 ， 日本 东 北 部 地 区 发 生 的 地 震 及 海
变和裂 变产物 衰变而产 生余热 ， 不断产 生的余热使堆 芯 温度 、 力逐 步升高 ； 压 为保证反应 堆 的安全 ， 必须及 时 可靠地排 出反应 堆 的余 热 ， 则会 发 生堆 芯熔 化 、 否
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摘 要 ： 阐述了非能动余热排出系统及其应用现状 ， 对比分析了能动余热排出系统与非能动余热排出系统应
用 的制 约 因 素 ， 述 了核 潜 艇 应 用 非 能 动余 热 排 出系 统 需 要解 决 的关 键 技 术 。 论
关 键 词 ： 反 应 堆 ；自然 循 环 ；非 能 动 余 热 排 出 系统 中 图 分 类 号 ： ＴＡ１ ． １ Ｉ ３ ３ 文献标识 码 ： Ａ 文 章 编 号 ： １７ ７ ４ （０ １ ０ ０ ６ ０ Ｄ ：０ ３ ０ ／．ｓ ． ６ ２—７ ４ ． ０ １０ ． ３ ６ ２— ６ ９ ２ １ ） ６— １０— ３ ＯＩ １． ４ ４ ｊｉ ｎ １７ ｓ ６ ９ ２ １． ６ ０ ７
第３ ３卷 第 ６期
２１ ０ １年 ６ 月
舰
船
科
学
技
术
Ｖｏ ． ３，Ｎｏ ６ １３ ．
Ｓ Ｐ Ｓ ＥＮＣＥ ＨＩ ＣＩ ＡＮＤ ＴＥＣＨ ＮＯＬ ＯＧＹ
Ｊｎ ｕ ．，２ １ ０１
非能 动余 热 排 出技术
李原 生
（ 国舰 船 研 究 院 ， 京 １０ ９ ） 中 北 ０ １２
出 ， 保反 应堆安 全 。 确
在 短期 内无法 评估 ， 影响 是长期 的 。这 次核事 故与美 国三哩 岛及苏联 的切 尔诺 贝利核 事故一再 提 醒人们 ， 核能 的利 用 是 把 双 刃 剑 。核 能 清 洁 、 高效 、 济 、 经 环
余热 排出系统 分 为 能动 余热 排 出 系统 和非 能 动 余热 排出 系统 ２大类 。二 者 的 区别是 能 动余 热 排 出 系统必 须依靠外 部 电源 ， 而非 能动余热 排出 系统不 需
ｓ ｔ ｙｓｅｍ ．
Ｋｅ ｒ ｓ： ｒ ａ ｔ ｒ； ｔ ｒ ｌ ｃ ｒ ｕ ａ ｉ ｇ； ａ ｓｖ ｅ ｉ ｕ ｌｈ ａ ｅ ｖ ｌ ｓ ｓ ｅ ｙ ｗｏ ｄ ｅ ｃ ｏ ｎａ ｕ ａ ｉｃ ｌ ｔ ｎ ｐ ｓ ｉ ｅ ｒ ｓｄ ａ ｅ ｔ ｒ ｍｏ ａ ｙ ｔ ｍ
啸造成 巨大损失 ， 与 由此 引发 的福岛核 电站核 泄漏 但 事故造 成 的损失 相 比则 是 短期 的 、 可评 估 的 ， 而福 岛
核 电站 核 事 故 造 成 的 经 济 损 失 、 境 影 响 及 社 会 影 响 环
压力边 界和安 全壳 破 损 等事 故 。所 以核 电站 和核 潜 艇等均 要设 置 余 热 排 出 系统 ， 以停 堆 后 将 余 热 导 用
法规 和规 范标 准 ， 不 断研 究和 发展核安 全技术 。 并
能动 余热排 出 系统 是在 电源供 给 有保 障 的情 况
下， 通过 主冷却剂 泵 、 余热 排 出泵 和冷却水 泵等设备 ， 分 别驱动 主冷却剂 、 汽 发生 器 二次 侧 给水 、 却 水 蒸 冷
进行 强迫循 环 ， 将堆 芯 余热 一 级一 级 接 力式 导 出 ， 并
送 至 最 终 热 阱 。 在 断 电 （ 可 靠 电 源 丧 失 ） 情 况 含 的
Ａｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｓ ｉ ｅ ａ ｔ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｔ ｃ ｎｉａ ｌｃ ｔｏ ｆｐａ ｓｖ ｆｅ ｈｅ ｔｄ ｓ ｈａ ｇ ｅ ｈ ｃ ｌ
Ｌ１ Ｙｕａ — ｈｅ ｇ ｎｓ ｎ
（ ｈｎ ｈｐＲｅｅ ｒｈ ａ ｄ Ｄ ｖ ｌｐ ｎ ａ ｅ ， ｅ ｉｇ １ ０ Ｃ ｉａ Ｃ ｉａ Ｓ ｉ ｓａｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔＡｃ ｄ ｍｙ Ｂ ｉ ｎ ２， ｈｎ ） ｊ ０１ ９
Ａ ｂ ｔａ ｔ ｓ ｒ ｃ ： Ｔｈ ｓ ａ ｘ ａ ｉｔ ｈ ｄｖ ｎｔｇ ｓｏ ｈ ａ ｓｖ ｆｅｈｅ ｔｄ ｓ ｈａｇ ｙ ｔｍ ｎ ｔ ｕ ｒ ｎ ｅ ｅ ｓ ｙｅ ｐ ｔ ｅ ｔｅ ａ ａ ａ ｅ ｆｔ ｅ ｐ ｓ ｉｅ ａ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｓ ｓｅ ａ ｄ ｉ ｃ ｒｅ ｔ ａ ｉ ｓ
要 电源 。
保， 但一 旦 发 生 核 事 故会 威 胁 周 围 居 民 的 安 全 与 健 康， 对周 边环境 （ 土壤 、 气 、 ） 大 水 造成 核 污染 ， 影 响 且 的范围广 ， 持续 时 间 长 。为 安全 利 用 核能 ， 免 核事 避
故 ， 类 在不断 Baidu Nhomakorabea结 经 验 教训 ， 究 完 善核 安 全 法律 人 研
０ 引 言
２１ ０ １年 ３月 ， 日本 东 北 部 地 区 发 生 的 地 震 及 海
变和裂 变产物 衰变而产 生余热 ， 不断产 生的余热使堆 芯 温度 、 力逐 步升高 ； 压 为保证反应 堆 的安全 ， 必须及 时 可靠地排 出反应 堆 的余 热 ， 则会 发 生堆 芯熔 化 、 否
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摘 要 ： 阐述了非能动余热排出系统及其应用现状 ， 对比分析了能动余热排出系统与非能动余热排出系统应
用 的制 约 因 素 ， 述 了核 潜 艇 应 用 非 能 动余 热 排 出系 统 需 要解 决 的关 键 技 术 。 论
关 键 词 ： 反 应 堆 ；自然 循 环 ；非 能 动 余 热 排 出 系统 中 图 分 类 号 ： ＴＡ１ ． １ Ｉ ３ ３ 文献标识 码 ： Ａ 文 章 编 号 ： １７ ７ ４ （０ １ ０ ０ ６ ０ Ｄ ：０ ３ ０ ／．ｓ ． ６ ２—７ ４ ． ０ １０ ． ３ ６ ２— ６ ９ ２ １ ） ６— １０— ３ ＯＩ １． ４ ４ ｊｉ ｎ １７ ｓ ６ ９ ２ １． ６ ０ ７
第３ ３卷 第 ６期
２１ ０ １年 ６ 月
舰
船
科
学
技
术
Ｖｏ ． ３，Ｎｏ ６ １３ ．
Ｓ Ｐ Ｓ ＥＮＣＥ ＨＩ ＣＩ ＡＮＤ ＴＥＣＨ ＮＯＬ ＯＧＹ
Ｊｎ ｕ ．，２ １ ０１
非能 动余 热 排 出技术
李原 生
（ 国舰 船 研 究 院 ， 京 １０ ９ ） 中 北 ０ １２