模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

模块化压水堆非能动余热排出技术应用概述

【摘要】模块化压水堆由于具有较高的固有安全性，而成为目前国际上核能动力的研发热点。而具有高可靠性的非能动余热排出技术的使用是保障模块化压水堆固有安全性的重要手段。本文通过简述国际上正在研发中的模块化压水堆非能动余热排出技术，研究各种堆型非能动余热排出系统的设计特点，并分析模块化压水堆非能动余热排出技术的应用前景。

【关键词】模块化压水堆；非能动余热排出系统；换热器

0 引言

为平衡安全性与经济性之间的矛盾，国际核能界相继提出了模块化压水堆的设计概念。模块化设计有容量灵活，设计简单，运输方便，成本见效快等优点，可以广泛应用于发电、供热、海水淡化以及船用动力等方面，具有较高的经济性。更重要的是，模块化压水堆可以简化布置，合并功能相同的部件，减少较大的压力容器贯穿，从而提高系统的安全性。因此，模块化压水堆已经成为世界核动力装置的一个发展方向。与此同时，模块化核动力装置非能动专设安全系统设计研究成为一个重要研究课题。

所谓非能动安全的思想是利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、重力驱动等一些简单但又从不失效的物理规律的作用，使反应堆发生事故以后不必过分依赖运行人员的准确及时的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。在模块化压水堆设计中，为避免因全厂断电（包括可靠电源丧失）导致堆芯融化事故发生而设置的非能动余热排出系统，是非能动安全技术应用的典范。本文选取当前比较有代表性的几种堆型非能动余热排出系统设计进行概述，分析各种设计方案的特点，为研究压水堆核动力装置非能动安全系统提供参考。

1 非能动余热排出系统方案简述

1.1 美国IRIS应急余热排出系统

IRIS是由西屋公司应美国能源部要求与英国、俄罗斯、美国、日本等九个国家的多个企业、研究机构和大学联合设计的，热功率为1000MW。其非能动安全系统主要包括应急余热排出系统（EHRS）、自动卸压系统（ADS）和安全壳抑压系统（PSS）等[1-2]。EHRS由4个独立的系列组成，每个系列包括一台与蒸汽发生器给水/蒸汽管线相连的水平U型管换热器（如图1）。换热器浸没在位于安全壳之外的换料水箱中。EHRS采用自然循环，通过EHRS热交换器冷凝蒸汽发生器中产生的蒸汽，将主系统热量传递给换料水箱中的水，并使冷凝水返回蒸汽发生器。EHRS在LOCA发生后可以为提供

卸压和堆芯冷却功能。IRIS装备了8个模块式、螺旋管蒸汽发生器，两两组合配置了4条蒸汽和给水管道，每个系列的EHRS系统与每组给水/蒸汽管道连接以保证独立性。IRIS有两个应急注硼箱为停堆提供浓硼水，在反应堆发生LOCA事故时，6个水箱1个储气器和应急注硼箱在重力作用下通过直接注入管线（DVI）提供注水。

IRIS应急余热排出系统管道上设置了补水箱，补水箱中的水流回到给水管中。补水箱的目的在于补充足够的水量，防止通过隔离阀发生泄漏后系统急剧干涸。

1.2 日本非能动安全小型堆PSRD应急余热排出系统

PSRD是日本原子能研究院基于第三代船用堆MRX开发出的功率为100MW的堆型，反应堆压力容器容纳了蒸汽发生器和内置的控制棒驱动机构（CRDM），取消了主泵，主冷却剂系统采用自然循环方式运行[3]。

如图2所示，PSRD的非能动应急余热排出系统由4个自然循环回路组成：第一回路将堆芯余热传递到蒸汽发生器（SG），第二回路从SG传递到应急余热排出热交换器（EDRS-HEX），第三回路从安全壳内应急余热排出冷却器到安全壳水冷冷却器（CWCS-HEX），第四回路通过安全壳水冷冷却器将热量从堆内HEX传递到外界大气。当事故造成给水泵停运时，第二回路应急余热排出系统（EDRS）开始非能动方式运行。EDRS入口的水压阀门由传压管接到给水泵出口以

控制阀门开关。只有当传压管中的压力高于阀门内部压力时，这个阀门才会保持关闭。当给水泵停运，给水泵出口压力使水压阀打开。然后，蒸汽从主蒸汽管道向上进入EDRS-HEX

被冷却成水流入给水管。

PSRD安全壳中充满了水，当EDRS-HEX 和CWCS-HEX两个换热器间出现温差后，自然循环会立即建立。CWCS的阀

门在正常工况下处于常开状态，所以运行不需要阀门的动作。因此，PSRD的余热排出系统运行仅仅依赖水压阀门的固有的安全特性，这意味着PSRD的非能动冷却系统是非常可靠的。

1.3 日本轻水堆IMR混合热输送系统和直接排热系统

IMR电功率可达350MW，其燃料组件、控制棒、蒸汽发生器（SGs）以及控制棒驱动机构（CRDMs）都容纳在反应堆压力容器内部[4]。反应堆以全自然循环方式运行，堆芯出口冷却剂温度达到饱和温度，并容许有20%的含汽率。最大的特点是采用称之为混合热输运系统（HHTS）和直接排热系统（SDHS）。

所谓的混合热输送系统，其实就是全自然循环两相流冷却剂系统，它利用冷却剂的潜热和显热来输送堆芯热量。该系统的特点是分别在蒸汽空间和液体空间布置气相部蒸汽

发生器（SGV）和液相部蒸汽发生器（SGL）。由于能分别对SGV和SGL的给水流量进行控制，所以，SGV具有从反应堆

压力容器内气相部进行排热并对反应堆压力进行控制的功

能，SGL具有从反应堆容器内部液相部进行排热并对堆芯入口温度进行控制的功能。

直接排热系统是一个封闭的自然循环系统（如图3），通过非能动冷却器将余热直接从反应堆内部排到大气中。事故初始阶段余热由冷却水箱的冷却水潜热排出。当水全部蒸发后非能动冷却器的传热模式自动由水冷切换到气冷，并且直接排热系统可以长时间工作而无须操作员和外部干预。

1.4 法国SCOR主回路余热排出系统

SCOR堆是功率为2000MW的模块化压水堆，概念设计采用了大量非能动安全技术，唯一的蒸汽发生器只作为安全系统投入的热缓冲[3]。执行非能动余热排出的换热器位于压力容器内部下降通道中，每个换热器均有一个热阱（如图4），组成16个独立回路（RRP），其中4个由池水淹没的换热器冷却（RRPp），另外12个由空冷塔中的换热器冷却（RRPa）。回路中的补水箱用于吸收冷停堆到满功率运行时的热膨胀，以控制RRP压力。回路中没有控制阀，热阀和空气导叶均位于热阱水平线上，因此反应堆正常运行时，RRP回路中温度较高。当热阀或者空气导叶打开时，系统即以自然循环方式运行。正常停堆时，通过启停系统供水和蒸汽发生器蒸汽排放，将冷却剂系统温度降到较低时，投入空冷RRP排出余热。

1.5 阿根廷CAREM余热排出系统

CAREM是阿根廷国家原子能委员会（CNEA）参与设计