馬 飛
（江蘇 連雲港 222000）
【摘 要】本文介紹了核電廠不同堆型中預熱排出系統的設計特點，並分析了系統設置的主要差異，探討更加有效的餘熱排出方式。
關鍵詞 餘熱排出；堆芯冷卻；核電廠餘熱；壓水堆
作者簡介：馬飛（1983—），男，工程師，2005年畢業於西安交通大學電氣工程與自動化專業，現從事核電廠運行、調試工作，身份證號3203231983****1234。
0 引言
「餘熱導出功能」是核電站三大基本功能之一。壓水堆啟動、冷卻、維修、換料等階段的堆芯餘熱能否順利導出是關係電廠安全的生命線。目前國內出現多種堆型並存的情況，它們的餘熱導出系統設置各有其特點。
1 預熱排出的必要性
核電廠的熱量是由核燃料鈾的裂變產生，核燃料的可控裂變同時會產生裂變產物和中子俘獲產物，這些物質在停堆仍會發生衰變，並放出熱量。所以，在核電廠反應堆停堆後，堆芯的衰變熱在很長一段時間內仍存在，參照物理計算，大約需要1000小時的時間，衰變熱占反應堆停堆前穩態功率的百分比才能降到0.11%。這些堆芯餘熱需要及時排出，否則會聚集在堆芯引起溫度升高，導致冷卻劑沸騰甚至堆芯融化的嚴重事故。2011年3月發生的福島核事故就是因為停堆後，堆芯熱量不能導出，引發的反應堆堆芯裸露以及隨後的燃料包殼損壞，放射性裂變產物向外界泄露。
2 不同堆型餘熱排出系統設置比較
2.1 餘熱排出系統的使用階段
停堆初期，堆芯熱量仍然通過蒸汽發生器傳遞給，依靠二迴路蒸汽排出放到冷凝器。一迴路溫度壓力下降到一定程度時，投入正常餘熱排出系統將反應堆冷卻到冷態。下面對壓水堆三代堆型（以AP1000為例）、二代+堆型（以WWER為例）、二代堆型（以M310為例）中餘熱導出系統的設置進行介紹和比較。對於設計基準事故和超設計工況，一般依靠專設安全設施（安注系統等）來保證堆芯冷卻，不在此討論。
2.2 不同堆型的餘熱導出系統
AP1000餘熱導出系統布置在安全殼外部，包括兩個序列，從同一個一環路熱腿吸入冷卻劑，經換熱器冷卻後直接送入堆芯，由4個安全殼隔離閥實現安全隔離。這樣的設計增大了安全殼內的容積空間，同時避免了事故情況下水泵被淹沒的風險，提高了可靠性。
WWER餘熱導出系統布置在安全殼外部，包括4個物理和邏輯相互隔離的獨立序列，正常情況下作為餘熱導出，事故情況下還兼作為安全殼噴淋使用。管線分別與一迴路4個環路的冷熱腿相連，分計劃冷卻和維修冷卻兩種工況，運行方式非常多樣化。
M310餘熱導出系統布置在安全殼內部，兩個並聯序列，從反應堆冷卻劑2環路熱段取水，經過換熱器冷卻後通過安注箱的注射管線返回到1、3環路的冷段，滿足單一故障準則。
在2代、2代+壓水堆核電廠中，餘熱導出系統被設計成為安全相關係統，並執行安全相關功能；而三代堆型AP1000中，餘熱導出系統被設計成為非安全相關係統，該系統的運行不是設計基準事故的緩解所必須的，由此為簡化設計埋下伏筆。
2.3 功能方面差異及分析
共同點是：停堆時導出反應堆殘餘熱量，並維持反應堆的冷卻劑溫度為冷態溫度；當主泵均未投入使用時，餘熱導出系統內的泵使冷卻劑形成循環。
不同的是：
1）AP1000增設了非能動的餘熱排出換熱器和堆內換料水箱，其餘熱導出系統可以給堆內換料水箱提供冷卻，在正常情況和事故工況，避免換料水箱內水沸騰。其他兩種堆型均無此功能。不過WWER的餘熱排出系統提供了地坑循環方式的餘熱排出方式。
2）AP1000的餘熱導出系統可以在一迴路自動降壓後，從運輸容器裝載池取水向一迴路提供補給水，以防止第四級自動卸壓閥門動作。WWER通過中壓低壓安注系統實現，M310無該項功能。
3）AP1000的餘熱導出系統在LOCA事故的工況下，當以地坑再循環模式進行自然冷卻堆芯時，進行局部強製冷卻循環，提高了堆芯安全冷卻能力；WWER及 M310依靠地坑循環水進行安全殼噴淋，可以通過餘熱排出換熱器導出安全殼內熱量，冷卻效果略遜。
4）電源安全性方面，WWER採用4通道獨立蓄電池和柴油機保證餘熱排出系統的運行，M310採用兩個序列，AP1000由於其非安全相關沒有採用安全級電源。
可以看出第三代堆型，以其先天的優勢，在很多方面處於領先地位；但不可否認，WWER等2代+由於其多冗餘的安全設計，更能保證餘熱排出系統的運行，防止正常情況下失去一迴路熱井。
2.4 布置特點及分析
1）布置方面是換熱器的旁路流量調節方式不同：AP1000共兩列，在每台換熱器上並聯一條設有調節閥門的管線來調節；WWER與此類似，但有四個獨立系列，管線布置更獨立；M310在2台換熱器吸入口母管和排風管之間並聯一條管線調節兩個換熱器流量，兩個系列管線之間共用母管。
M310中當停堆過程需要控制降溫速度時，通過調整流量調節閥門，可以同時相同程度地調節流經每台換熱器的流量，但公共入口母管的設計會影響到系統安全性，增加公因故障的幾率；WWER中，4個安全系列對每個餘熱導出系統的旁路流量可以分別調節，控制冷卻速度；AP1000功能設置跟WWER相似，但只有兩個序列。從這方面講，M310應該是很簡化的配置，減少了閥門數量，也簡化了操作，但不能單獨調節每一個序列的流量，操作靈活性不如其他兩種堆型。AP1000應該達到了一個功能和造價的均衡。
2）AP1000的餘熱排出有其獨到之處：系統與壓力容器熱管段接管座呈漸縮型管嘴，這樣設計好處是相對於沒有漸縮的管嘴，增大半管運行工況下泵入口汽蝕餘量的安全裕度；餘熱導出泵入口管線設計成「自排氣」管線，從泵入口到主環路熱段有一個持續向上的坡度，沒有局部高點，這樣當泵充滿後熱管達到一定液位即可啟動，不用以往的重新排氣。
2.5 設備組成
WWER有4個序列，AP1000和M310都是2個序列，而且AP1000餘熱導出設備是非安全級的，而WWER和M310均是安全級的。由此對比第三代AP1000製造成本會明顯低於較老期的堆型。
3 結論
通過比較分析看出，隨著堆型和理念的不斷進步，設計也更加合理更加趨於安全。餘熱導出系統的設計差異主要取決於堆型的設計理念。由於三代堆非能動理念的引入，使得餘熱導出系統安全級別降了一級，使得在保證其功能的情況下設備簡化很多，並使得事故情況下的餘熱導出更好。希望新技術能儘快得到圓滿驗證，造福核電事業。
參考文獻
［１］廣東核電培訓中心 900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京:原子能出版社,2007.
［２］AP1000核電廠系統與設備[M].北京:原子能出版社,2010,3.
［３］AP1000堆芯餘熱導出系統的分析與研究[J].華電技術,2012,7,34(7).
［責任編輯：湯靜］
（江蘇 連雲港 222000）
【摘 要】本文介紹了核電廠不同堆型中預熱排出系統的設計特點，並分析了系統設置的主要差異，探討更加有效的餘熱排出方式。
關鍵詞 餘熱排出；堆芯冷卻；核電廠餘熱；壓水堆
作者簡介：馬飛（1983—），男，工程師，2005年畢業於西安交通大學電氣工程與自動化專業，現從事核電廠運行、調試工作，身份證號3203231983****1234。
0 引言
「餘熱導出功能」是核電站三大基本功能之一。壓水堆啟動、冷卻、維修、換料等階段的堆芯餘熱能否順利導出是關係電廠安全的生命線。目前國內出現多種堆型並存的情況，它們的餘熱導出系統設置各有其特點。
1 預熱排出的必要性
核電廠的熱量是由核燃料鈾的裂變產生，核燃料的可控裂變同時會產生裂變產物和中子俘獲產物，這些物質在停堆仍會發生衰變，並放出熱量。所以，在核電廠反應堆停堆後，堆芯的衰變熱在很長一段時間內仍存在，參照物理計算，大約需要1000小時的時間，衰變熱占反應堆停堆前穩態功率的百分比才能降到0.11%。這些堆芯餘熱需要及時排出，否則會聚集在堆芯引起溫度升高，導致冷卻劑沸騰甚至堆芯融化的嚴重事故。2011年3月發生的福島核事故就是因為停堆後，堆芯熱量不能導出，引發的反應堆堆芯裸露以及隨後的燃料包殼損壞，放射性裂變產物向外界泄露。
2 不同堆型餘熱排出系統設置比較
2.1 餘熱排出系統的使用階段
停堆初期，堆芯熱量仍然通過蒸汽發生器傳遞給，依靠二迴路蒸汽排出放到冷凝器。一迴路溫度壓力下降到一定程度時，投入正常餘熱排出系統將反應堆冷卻到冷態。下面對壓水堆三代堆型（以AP1000為例）、二代+堆型（以WWER為例）、二代堆型（以M310為例）中餘熱導出系統的設置進行介紹和比較。對於設計基準事故和超設計工況，一般依靠專設安全設施（安注系統等）來保證堆芯冷卻，不在此討論。
2.2 不同堆型的餘熱導出系統
AP1000餘熱導出系統布置在安全殼外部，包括兩個序列，從同一個一環路熱腿吸入冷卻劑，經換熱器冷卻後直接送入堆芯，由4個安全殼隔離閥實現安全隔離。這樣的設計增大了安全殼內的容積空間，同時避免了事故情況下水泵被淹沒的風險，提高了可靠性。
WWER餘熱導出系統布置在安全殼外部，包括4個物理和邏輯相互隔離的獨立序列，正常情況下作為餘熱導出，事故情況下還兼作為安全殼噴淋使用。管線分別與一迴路4個環路的冷熱腿相連，分計劃冷卻和維修冷卻兩種工況，運行方式非常多樣化。
M310餘熱導出系統布置在安全殼內部，兩個並聯序列，從反應堆冷卻劑2環路熱段取水，經過換熱器冷卻後通過安注箱的注射管線返回到1、3環路的冷段，滿足單一故障準則。
在2代、2代+壓水堆核電廠中，餘熱導出系統被設計成為安全相關係統，並執行安全相關功能；而三代堆型AP1000中，餘熱導出系統被設計成為非安全相關係統，該系統的運行不是設計基準事故的緩解所必須的，由此為簡化設計埋下伏筆。
2.3 功能方面差異及分析
共同點是：停堆時導出反應堆殘餘熱量，並維持反應堆的冷卻劑溫度為冷態溫度；當主泵均未投入使用時，餘熱導出系統內的泵使冷卻劑形成循環。
不同的是：
1）AP1000增設了非能動的餘熱排出換熱器和堆內換料水箱，其餘熱導出系統可以給堆內換料水箱提供冷卻，在正常情況和事故工況，避免換料水箱內水沸騰。其他兩種堆型均無此功能。不過WWER的餘熱排出系統提供了地坑循環方式的餘熱排出方式。
2）AP1000的餘熱導出系統可以在一迴路自動降壓後，從運輸容器裝載池取水向一迴路提供補給水，以防止第四級自動卸壓閥門動作。WWER通過中壓低壓安注系統實現，M310無該項功能。
3）AP1000的餘熱導出系統在LOCA事故的工況下，當以地坑再循環模式進行自然冷卻堆芯時，進行局部強製冷卻循環，提高了堆芯安全冷卻能力；WWER及 M310依靠地坑循環水進行安全殼噴淋，可以通過餘熱排出換熱器導出安全殼內熱量，冷卻效果略遜。
4）電源安全性方面，WWER採用4通道獨立蓄電池和柴油機保證餘熱排出系統的運行，M310採用兩個序列，AP1000由於其非安全相關沒有採用安全級電源。
可以看出第三代堆型，以其先天的優勢，在很多方面處於領先地位；但不可否認，WWER等2代+由於其多冗餘的安全設計，更能保證餘熱排出系統的運行，防止正常情況下失去一迴路熱井。
2.4 布置特點及分析
1）布置方面是換熱器的旁路流量調節方式不同：AP1000共兩列，在每台換熱器上並聯一條設有調節閥門的管線來調節；WWER與此類似，但有四個獨立系列，管線布置更獨立；M310在2台換熱器吸入口母管和排風管之間並聯一條管線調節兩個換熱器流量，兩個系列管線之間共用母管。
M310中當停堆過程需要控制降溫速度時，通過調整流量調節閥門，可以同時相同程度地調節流經每台換熱器的流量，但公共入口母管的設計會影響到系統安全性，增加公因故障的幾率；WWER中，4個安全系列對每個餘熱導出系統的旁路流量可以分別調節，控制冷卻速度；AP1000功能設置跟WWER相似，但只有兩個序列。從這方面講，M310應該是很簡化的配置，減少了閥門數量，也簡化了操作，但不能單獨調節每一個序列的流量，操作靈活性不如其他兩種堆型。AP1000應該達到了一個功能和造價的均衡。
2）AP1000的餘熱排出有其獨到之處：系統與壓力容器熱管段接管座呈漸縮型管嘴，這樣設計好處是相對於沒有漸縮的管嘴，增大半管運行工況下泵入口汽蝕餘量的安全裕度；餘熱導出泵入口管線設計成「自排氣」管線，從泵入口到主環路熱段有一個持續向上的坡度，沒有局部高點，這樣當泵充滿後熱管達到一定液位即可啟動，不用以往的重新排氣。
2.5 設備組成
WWER有4個序列，AP1000和M310都是2個序列，而且AP1000餘熱導出設備是非安全級的，而WWER和M310均是安全級的。由此對比第三代AP1000製造成本會明顯低於較老期的堆型。
3 結論
通過比較分析看出，隨著堆型和理念的不斷進步，設計也更加合理更加趨於安全。餘熱導出系統的設計差異主要取決於堆型的設計理念。由於三代堆非能動理念的引入，使得餘熱導出系統安全級別降了一級，使得在保證其功能的情況下設備簡化很多，並使得事故情況下的餘熱導出更好。希望新技術能儘快得到圓滿驗證，造福核電事業。
參考文獻
［１］廣東核電培訓中心 900MW壓水堆核電站系統與設備[M].北京:原子能出版社,2007.
［２］AP1000核電廠系統與設備[M].北京:原子能出版社,2010,3.
［３］AP1000堆芯餘熱導出系統的分析與研究[J].華電技術,2012,7,34(7).
［責任編輯：湯靜］
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