核电厂余热导出系统的设计探讨

《核电厂余热导出系统的设计探讨》由会员上传分享，免费在线阅读，更多相关内容在学术论文-天天文库。

1、核电厂余热导出系统的设计探讨马　飞（江苏连云港222000）【摘　要】本文介绍了核电厂不同堆型中预热排出系统的设计特点，并分析了系统设置的主要差异，探讨更加有效的余热排出方式。.jyqk310为例）中余热导出系统的设置进行介绍和比较。对于设计基准事故和超设计工况，一般依靠专设安全设施（安注系统等）来保证堆芯冷却，不在此讨论。2.2　不同堆型的余热导出系统AP1000余热导出系统布置在安全壳外部，包括两个序列，从同一个一环路热腿吸入冷却剂，经换热器冷却后直接送入堆芯，由4个安全壳隔离阀实现安全隔离。这样的设计增大了安全壳内的容积空间，

2、同时避免了事故情况下水泵被淹没的风险，提高了可靠性。310余热导出系统布置在安全壳内部，两个并联序列，从反应堆冷却剂2环路热段取水，经过换热器冷却后通过安注箱的注射管线返回到1、3环路的冷段，满足单一故障准则。在2代、2代+压水堆核电厂中，余热导出系统被设计成为安全相关系统，并执行安全相关功能；而三代堆型AP1000中，余热导出系统被设计成为非安全相关系统，该系统的运行不是设计基准事故的缓解所必须的，由此为简化设计埋下伏笔。2.3　功能方面差异及分析共同点是：停堆时导出反应堆残余热量，并维持反应堆的冷却剂温度为冷态温度；当主泵均未投

3、入使用时，余热导出系统内的泵使冷却剂形成循环。不同的是：1）AP1000增设了非能动的余热排出换热器和堆内换料水箱，其余热导出系统可以给堆内换料水箱提供冷却，在正常情况和事故工况，避免换料水箱内水沸腾。其他两种堆型均无此功能。不过310无该项功能。3）AP1000的余热导出系统在LOCA事故的工况下，当以地坑再循环模式进行自然冷却堆芯时，进行局部强制冷却循环，提高了堆芯安全冷却能力；310依靠地坑循环水进行安全壳喷淋，可以通过余热排出换热器导出安全壳内热量，冷却效果略逊。4）电源安全性方面，310采用两个序列，AP1000由于其非安

4、全相关没有采用安全级电源。可以看出第三代堆型，以其先天的优势，在很多方面处于领先地位；但不可否认，310在2台换热器吸入口母管和排风管之间并联一条管线调节两个换热器流量，两个系列管线之间共用母管。M310中当停堆过程需要控制降温速度时，通过调整流量调节阀门，可以同时相同程度地调节流经每台换热器的流量，但公共入口母管的设计会影响到系统安全性，增加公因故障的几率；310应该是很简化的配置，减少了阀门数量，也简化了操作，但不能单独调节每一个序列的流量，操作灵活性不如其他两种堆型。AP1000应该达到了一个功能和造价的均衡。2）AP1000

5、的余热排出有其独到之处：系统与压力容器热管段接管座呈渐缩型管嘴，这样设计好处是相对于没有渐缩的管嘴，增大半管运行工况下泵入口汽蚀余量的安全裕度；余热导出泵入口管线设计成“自排气”管线，从泵入口到主环路热段有一个持续向上的坡度，没有局部高点，这样当泵充满后热管达到一定液位即可启动，不用以往的重新排气。2.5　设备组成310都是2个序列，而且AP1000余热导出设备是非安全级的，而310均是安全级的。由此对比第三代AP1000制造成本会明显低于较老期的堆型。3　结论通过比较分析看出，随着堆型和理念的不断进步，设计也更加合理更加趋于安全。

6、余热导出系统的设计差异主要取决于堆型的设计理念。由于三代堆非能动理念的引入，使得余热导出系统安全级别降了一级，使得在保证其功能的情况下设备简化很多，并使得事故情况下的余热导出更好。希望新技术能尽快得到圆满验证，造福核电事业。.jyqk].北京:原子能出版社,2007.［２］AP1000核电厂系统与设备[M].北京:原子能出版社,2010,3.［３］AP1000堆芯余热导出系统的分析与研究[J].华电技术,2012,7,34(7).［责任编辑：汤静］