Design factors analyses of second-loop PRHRS

ZHANG Hongyan1,SHI Erbing2,FANG Chengyue2 1 Ship Office,Naval Armament Department of PLAN,Beijing 100071,China 2 China Ship Development and Design Center,Wuhan 430064,China

Chinese Journal of Ship Research - - 中国舰船研究 -

Abstract:In order to study the operating characteristics of a second-loop Passive Residual Heat Removal System (PRHRS), the transient thermal analysis code RELAP5 is used to build simulation models of the main coolant system and second-loop PRHRS. Transient calculations and comparative analyses under station blackout accident and one-side feed water line break accident conditions are conducted for three critical design factors of the second-loop PRHRS: design capacity, emergency makeup tank and isolation valve opening speed. The impacts of the discussed design factors on the operating characteristics of the second-loop PRHRS are summarized based on calculations and analyses. The analysis results indicate that the system safety and cooling rate should be taken into consideration in designing PRHRS's capacity,and water injection from emergency makeup tank to steam generator can provide advantage to system cooling in the event of accident,and system startup performance can be improved by reducing the opening speed of isolation valve. The results can provide references for the design of the second-loop PRHRS in nuclear power plants. Key words:second-loop system;Passive Residual Heat Removal System(PRHRS);design capacity; emergency makeup tank;isolation valve opening rate;RELAP5

0引言

非能动安全是指利用自然循环、压缩流体储能、重力驱动等一些简单但是从不失效的物理规律的作用,在反应堆发生事故后,不需要依赖运行人员操纵和外部能源供给而执行功能的设计[1]。非能动的设计简化了系统,降低了人因失误的可能性,具有更高的安全性和可靠性。非能动余热Passive Residual Heat Removal System,排出系统( PRHRS )作为非能动安全设计的重要组成部分,对于核电站和核动力装置的安全运行具有重大意义,其主要功能是事故工况下,当反应堆的正常排热系统失效时,安全导出堆芯衰变热,防止堆芯过热恶化,以及事故的进一步扩大[2]。二回路非能动余热排出系统,其原理是利用一回路主冷却剂的自然循环将堆芯余热通过蒸汽发生器导出至二回路,利用二回路蒸汽—水的自然循环将热量通过余热排出热交换器导出至热阱。二回路非能动余热排出系统与蒸汽发生器连接成闭合回路,与主冷却剂系统形成隔离,有利于放射性产物的包容[3]。目前,采用二回路非能动余热APR1400排出系统的核电站有:韩国先进反应堆 正常运行时,主蒸汽隔离阀和主给水隔离阀打开,余热排出系统隔离阀关闭,非能动余热排出系统处于备用状态。在事故工况下,一回路冷却剂通过自然循环将堆芯热量导出至蒸汽发生器。蒸汽发生器吸收热量,贮存水蒸发,液位降低,当 SMART核电站[4]、韩国模块式一体化先进反应堆KLT-40S核电站[5]、俄罗斯 核动力装置[6]等。非能动余热排出系统的设计负荷是系统设计的出发点,决定了系统的排热能力;应急补水箱在部分核电站和核动力装置的非能动余热排出系统设计中有应用,用于事故后补偿蒸汽发生器液位的降低;是否设置蒸汽侧隔离阀决定了非能动余热排出系统与主蒸汽系统的连接方式。目前,对二回路非能动余热排出系统的研究主要集中于系统的运行特性,对上述关键设计要素的系统性讨论较少。本文将以某型核电站为研究对象,考虑二回路非能动余热排出系统的若干设计要素, RELAP5并借助 系统分析程序进行计算和对比分析。

1 二回路非能动余热排出系统

二回路非能动余热排出系统由非能动余热排出热交换器、连接到热交换器的蒸汽管道、冷凝回水管道、布置在管道上的阀门以及放置热交换器的冷却水箱组成,余热排出热交换器入口与主蒸汽管道连接,出口与蒸汽发生器主给水管道连接, 1如图 所示。 达到蒸汽发生器宽量程低液位信号值时,触发非能动余热排出系统蒸汽侧隔离阀开启,回流侧隔10 s离阀延迟 后开启,产生的蒸汽沿蒸汽管道流入非能动余热排出热交换器,在热交换器内冷凝。冷凝后的液体依靠重力回流至蒸汽发生器,

通过蒸汽—水的自然循环,将堆芯热量导出至冷却水箱。由于余热排出热交换器的布置在垂直方向上与蒸汽发生器具有一定的高度差,且余热排出系统蒸汽管道为饱和蒸汽,回水管道为冷凝水,冷热管道之间具有较大的密度差,因此,整个系统具有较大的自然循环能力[7]。

2 非能动余热排出系统设计负荷讨论

非能动余热排出系统的设计负荷直接决定了其导出堆芯剩余释热的能力,是非能动余热排出系统和热交换器设计的出发点。不同的设计负荷对应不同的非能动余热排出热交换器传热面积。从安全系统单一故障准则的角度考虑,二回路非能动余热排出系统的最小设计负荷需保证在事故工况下只有单个系列投入运行时可以应对堆芯剩余释热量,避免出现堆芯热量无法导出的情况。从对主冷却剂系统的冷却速率的角度考虑,非能动余热排出系统的设计负荷不宜过大,以防止冷却能力过强,主冷却剂温度下降速率过大,产生材料热应力等问题;对于压水堆核电站,反应堆30 ℃/h[8]。冷却剂系统的冷却速率一般不超过每个蒸汽发生器主蒸汽管道都连接了相同系列的非能动余热排出系统。在发生全部电源丧失2事故时,个系列非能动余热排出系统均可投入运行。在发生单侧主给水管道断裂事故时,破损环路侧蒸汽发生器排空,该侧非能动余热排出系统无法投入运行,故只有一个系列非能动余热排出系统投入运行。以全部电源丧失事故和单侧主5给水管道断裂事故为例,对比分析了 种不同设1计负荷的计算结果,如表 所示。 2图 所示为全部电源丧失事故下冷却剂平均1 172 s,温度变化曲线。在发生全部电源丧失事故后非能动余热排出系统投入运行,堆芯热量被有效导出,冷却剂平均温度出现下降;随着非能动余热 排出系统设计负荷的增大,其对主冷却剂系统的冷却作用增强,冷却剂平均温度下降速率增大。1在计算时间范围内,工况 的平均温度下降速率满足标准要求。 在单侧主给水管道断裂事故发生工况下,因只有单侧完整环路非能动余热排出系统投入运行,堆芯余热无法快速导出,故主系统压力和温度会迅速上升,有可能产生一回路容积沸腾,稳压器满溢的情况,因此以热管段冷却剂温度和稳压器液位作为分析考察的重点[9]。3图 所示为单侧主给水管道断裂事故下主要热工参数变化曲线。事故初期,非能动余热排出系统的吸热量低于堆芯剩余释热量。随着反应堆功率的降低,非能动余热排出系统的吸热量在某一时刻与堆芯剩余释热量匹配,在该时刻随设计3(a)所示。图3(b)负荷的减小而向后推移,如图 3(c)所示所示为热管段冷却剂温度变化曲线,图为稳压器液位变化曲线。由图可知,事故发生后,冷却剂温度上升,比容增大,稳压器液位升高,在非能动余热排出系统吸热量与堆芯剩余释热量匹配后,堆芯热量被有效导出,热管段冷却剂温度和2~5,事故进程稳压器液位逐渐降低。对于工况中主冷却剂系统热管段冷却剂温度未达到对应压力下的饱和温度,主冷却剂系统未出现整体沸腾,稳压器液位低于稳压器内空间总高度,稳压器未1,由于非能动余热排出系出现满溢。对于工况统的吸热量在较长时间内无法与堆芯剩余释热量匹配,完整环路蒸汽发生器贮存的水被蒸干,堆芯热量无法有效导出,故导致热管段冷却剂温度达3(d)所示为工况1到饱和温度,稳压器满溢。图堆芯通道空泡份额变化曲线,在事故进程中,堆芯通道出现汽化。

5对于上述 种不同的设计负荷工况:在发生2全部电源丧失事故时,个系列非能动余热排出系统均投入运行,堆芯热量均可以被有效导出,反1应堆处于安全状态,其中工况 的冷却剂平均温度下降速率符合标准要求,其余工况由于设计负荷过大,冷却剂温度下降过快,降温速率均远高于标准要求。在发生单侧主给水管道断裂事故时,只有单侧完整环路非能动余热排出系统投入运2~5行,工况 非能动余热排出系统均可保证反应1堆处于安全状态,工况 由于非能动余热排出系统设计负荷过小,堆芯出现汽化,稳压器满溢,导致非能动余热排出系统已无法保证反应堆安全。非能动余热排出系统为满足单一故障准则,其设计负荷需保证单个系列投入运行时仍可应对停堆剩余释热量,确保反应堆安全,但这种设计导致多个系列非能动余热排出系统共同运行时,冷却能力过强,冷却剂降温过快,会对主冷却剂系统材料产生较大的热应力。为应对该问题,文献[10]通过搭建实验台架,开展了余热排出速率控制方面的研究,通过手动调节二回路非能动余热排出系统回水管线上的球阀开度,改变余热排出系统的自然循环流量,进而改变对主冷却剂系统的冷却速率[10]。文献[11]在非能动余热排出系统的基础上增设了事故工况下耗汽运行排热方案,由于该方案分担了事故进程中堆芯剩余释热量,因此非能动余热排出系统设计负荷有所降低[11]。

3 非能动余热排出系统应急补水箱讨论

在二回路出现系统故障(如失去蒸汽负荷和蒸汽发生器水装量)、发生失去热阱事件时,二回路导出热量减少,堆芯产生的热量多于由蒸汽发生器导出的热量,将导致蒸汽发生器贮存的水蒸发,蒸汽发生器液位降低。对于二回路非能动余热排出系统,蒸汽发生器液位降低,传热管裸露,将导致其换热能力下降;若出现蒸汽发生器排空,则自然循环无法建立,堆芯热量无法导出。因此,有些核电站的二回路非能动余热排出系统在设计上增加了应急补水箱(例如,SMART IRIS和 核电站),通过应急补水箱注水来补偿蒸汽发生器液位的降低。围绕二回路非能动余热排出系统应急补水箱展开讨论,以单侧主给水管道断裂事故为例,对比分析有应急补水箱的非能动余热排出系统和无应急补水箱的非能动余热排出系统对事故工况的缓

2 4 5解能力。 种方案的原理如图 和图 所示。应50%。急补水箱的水装量为蒸汽发生器水装量的 在发生单侧主给水管道断裂事故后,破损侧蒸汽发生器快速排空,完整侧非能动余热排出系统在蒸汽发生器低液位信号触发下投入运行。对于有应急补水箱的非能动余热排出系统,应急补水箱隔离阀与非能动余热排出系统隔离阀同时开启,应急补水箱的水通过重力作用注入蒸汽发生器。6图 所示为蒸汽发生器液位随时间变化的对比曲线。由图可知,应急补水箱在触发后,向蒸汽发生器注水,补偿了蒸汽发生器液位的降低,在整个事故进程中,有应急补水箱方案的蒸汽发生器7液位始终高于无应急补水箱方案。图 所示为非 能动余热排出系统吸热量与堆芯功率随时间变化8的对比曲线。图 所示为非能动余热排出系统自然循环流量随时间变化的对比曲线。由图可知,对于有应急补水的方案,在应急补水和非能动余热排出系统一起触发后,应急注水对整个系统有骤冷作用,导致该方案非能动余热排出系统自然循环流量低于无应急补水方案,因此其非能动余热排出系统吸热量低于无应急补水方案,与堆芯功率的匹配时间晚于无应急补水方案。尽管如此,在应急补水骤冷作用下,有应急补水的方案在事故初期热管段冷却剂温度和稳压器液位均低于9 10),从保证反应堆安无应急补水方案(图 和图全的角度考虑,在事故发生后,该方案更有利于反应堆安全。在应急补水结束后,骤冷作用逐渐减弱,2种方案的热工参数变化逐渐趋于一致。在单侧主给水管道断裂事故发生后,应急补水对主系统的骤冷作用使反应堆更趋于安全;另一方面,应急补水可以有效补偿蒸汽发生器液位的降低,为非能动余热排出系统吸热量与堆芯剩余释热量的匹配争取了时间。

4 非能动余热排出系统蒸汽侧隔离阀开启速度讨论

对于二回路非能动余热排出系统,与蒸汽发 生器较为理想的连接方式是入口设置常开阀门, Fail open出口设置常关的失效开启( )阀门,这种连接方式可以保证非能动余热排出热交换器在备用状态下仍然保持与蒸汽发生器一样的压力,在投入运行时避免了对设备形成较大的热冲击,并可避免因为阀门瞬间开启引发的压力和流量震荡问题[12]。但是蒸汽侧没有与蒸汽发生器隔离,在装置变负荷、蒸汽发生器压力变化时会有蒸汽流入流出非能动余热排出系统管路,影响到整个动力系统的稳定运行。对于装置负荷多变的船用核动力装置,在非能动余热排出系统蒸汽侧设置隔离阀显得更加必要。本节针对蒸汽侧和回流侧均设置隔离阀的非能动余热排出系统与蒸汽发生器连接方式进行启4动瞬态研究,对比分析了 种蒸汽侧隔离阀的开启速度工况下,非能动余热排出系统启动瞬间的压力和流量震荡现象。在计算模型中,0 s发生全部电源丧失事故,1 160 s非能动余热排出系统投1 160 s入运行,蒸汽侧隔离阀在 后匀速开启,回1 170 s瞬间开启,4流侧隔离阀在 种工况蒸汽侧1,2,5,10 s。隔离阀全开时间分别为11 12图 和图 所示分别为不同蒸汽侧隔离阀开启速度下,非能动余热排出系统压力、入口流量变化曲线。由图可知,蒸汽侧隔离阀全开时间超1 s过 后,隔离阀的开启仅会引起非能动余热排出系统小幅度的压力波动,不会出现大幅度的压力震荡;非能动余热排出系统入口流量震荡峰值随着开启速度的降低而减小;蒸汽侧隔离阀需要10 s全开时,已经没有明显的压力波动,流量震荡4.5 kg/s。峰值降低至减小非能动余热排出系统蒸汽侧隔离阀的开启速度,可以减弱开启瞬间的压力波动和流量震荡,改善系统的启动特性。

RELAP5本文借助 系统分析程序对二回路非3能动余热排出系统的 个设计要素(设计负荷、应急补水箱、启动方式)进行了瞬态计算和对比分析,主要结论如下: 1 )二回路非能动余热排出系统设计负荷的确定需要综合考虑单一故障准则(即单系列运行保证反应堆安全的能力)和冷却速率要求。2)事故发生后,二回路应急补水对主系统的骤冷作用使反应堆更趋于安全;应急补水可以有效补偿蒸汽发生器液位的降低,为二回路非能动余热排出系统吸热量与堆芯剩余释热量的匹配争取时间。3 )减小非能动余热排出系统蒸汽侧隔离阀的开启速度,可以减弱开启瞬间的压力波动和流量震荡,改善系统的启动特性。

参考文献:

图1 非能动余热排出系统原理图Fig.1 Schematic diagram of PRHRS

图2 全部电源丧失事故冷却剂平均温度比较Fig.2 Coolant average temperature comparison of station blackout accident

图3 单侧主给水管道断裂事故计算结果比较Fig.3 Calculation results comparison of one-side feedwater line break accident

10图 单侧主给水管道断裂事故稳压器液位对比Fig.10 Pressurizer water level comparison of one-side feedwater line break accident

11图 全部电源丧失事故非能动余热排出系统压力对比Fig.11 PRHRS pressure comparison of station blackout accident

12图 全部电源丧失事故非能动余热排出系统入口流量对比Fig.12 PRHRS inlet flowrate comparison of station blackout accident

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