华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略
我国自主三代压水堆核电技术设计特征与技术优势浅析
我国自主三代压水堆核电技术设计特征与技术优势浅析发布时间：2021-06-01T04:52:40.028Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎孙秋南陈波[导读] 华龙一号是我国基于三十余年核电研发、设计、建设和运行经验，自主研发并成功建设的先进三代压水堆核电技术，在设计、设备、燃料、软件、建造、运行维护等领域均具有完整的自主知识产权。
中国核电工程有限公司1 我国自主三代压水堆核电技术华龙一号研发概述华龙一号是我国基于三十余年核电研发、设计、建设和运行经验，自主研发并成功建设的先进三代压水堆核电技术，在设计、设备、燃料、软件、建造、运行维护等领域均具有完整的自主知识产权。
华龙一号是兼顾安全性、经济性与成熟性的先进核电厂，其设计全面平衡地贯彻了核安全纵深防御设计原则、设计可靠性原则和多样化原则，创新性地采用“能动与非能动相结合的安全设计理念”，以能够有效应对动力源丧失事故的非能动安全系统作为经过工程验证、高效、成熟、可靠的能动安全系统的补充，提供了多样化的手段满足安全要求。
华龙一号相对于在役的二代改进型核电机组具有鲜明的设计特征，与国际上其他三代压水堆核电技术相比又具有一定的技术优势，具体如本文所述。
2 华龙一号主要设计特征相较于二代改进型核电机组，华龙一号在反应堆设计、核岛布局、安全壳设计、运行性能设计、事故应对措施、外部灾害防护设计能力、电厂自持时间等方面，均具有鲜明的设计特征，主要包括：（1）反应堆采用177堆芯：堆芯采用具有自主知识产权的177组先进燃料组件，既提高了核电厂的发电能力又增加了核电运行的安全裕量。
（2）核岛布局采用单堆布置方式：采用单堆布置方案，更好的实现实体隔离，便于电厂建造、运行和维护，提高核电厂址方案选择的灵活性。
（3）反应堆安全壳采用大自由容积双层安全壳：内壳采用大自由容积的预应力钢筋混凝土壳，承受事故工况下的温度和压力；外壳为普通钢筋混凝土结构，主要起屏蔽作用，保护内壳及其内部结构。
浅析二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性
浅析二次侧非能动余热排出系统流动不稳定性发布时间：2021-04-06T08:05:14.573Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：付建男1 吴雯雯2[导读] 福岛事故发生后，二次侧非动能去除（ASP）系统已广泛用于第三代反应堆，例如华龙二号。
1 福建福清核电有限公司福建省福清市 3503002 成都海光核电技术服务有限公司四川省成都市 610000摘要：二次侧非能动余热排出系统（ASP）是具有压水堆的核电站消除整个工厂停电的重要措施之一。
为了研究ASP系统的性能，设计并构建了ASP系统测试工具ASPTF。
在ASPTF上进行了ASP系统稳定性影响测试，并对测试结果进行了理论分析。
实验研究和理论分析表明，ASP系统在低压低功率情况下会发生流动不稳定性。
增加蒸汽管路或回流管路的阻力系数可以抑制ASP系统中的流量不稳定；当加热功率为降低时，ASP系统更容易受到流量不稳定的影响。
主泵的运行状况会影响ASP系统的输入功率，从而影响系统中的流动不稳定。
关键词：核电站；二次侧非能动余热排出系统；流动不稳定性；试验研究福岛事故发生后，二次侧非动能去除（ASP）系统已广泛用于第三代反应堆，例如华龙二号。
同时也是第二代的重要改进，其超压达到数百万千瓦，带水反应堆的核电厂发生RBS事故时的重要措施。
ASP系统基于蒸汽发生器次级侧封闭自然循环的基本原理，在蒸汽发生器的次级侧产生的蒸汽，经过热交换器中冷凝成单相水，然后返回次级。
在蒸汽发生器的侧面，热交换器将一次回路铁芯产生的残留热量传递到热水热交换器水箱中的水中。
随着热量的传递，热水交换器中水的温度持续升高，直到沸腾为止。
热量传递到最后一个散热器——空气箱中。
由于ASP系统在气液两相流状态下运行，因此系统中的两相流可能会不稳定[1]。
许多科学家通过使用数值软件仿真来研究ASP系统的性能，并创建用于对各种类型的ASP系统进行系统测试的测试设备。
RELAP5程序是用于压水堆系统分析的全球通用程序，已广泛用于反应堆事故和系统性能的研究。
安全壳非能动热阱系统研究
基于FSS对二次侧非能动余热排出系统的验证
基于FSS对二次侧非能动余热排出系统的验证
刘金超;王童生;林耀祖;张恒;沙睿
【期刊名称】《南方能源建设》
【年(卷),期】2022(9)2
【摘要】[目的]作为应对全厂断电事故(SBO)所做的重要设计改进项,二次侧非能动余热排出系统(ASP)基于蒸汽发生器(SG)的二次侧闭式自然循环,在全部补水丧失的情况下,可以有效导出堆芯余热。
[方法]基于全范围模拟机Full Scope Simulator(简称FSS),在模拟机平台引入SBO+SBO柴油机失效+ASG气动泵失效事故工况,通过仿真模拟的方式,验证ASP系统对机组一、二回路的影响。
[结果]仿真结果表明:ASP系统投运后,堆芯余热被有效导出,运行4 h后,SG内水位可恢复至8.6 m,SG内压力降至1.2 MPa(a),堆芯出口温度降至约为209℃,堆芯饱和温度裕度大于20℃,堆芯不存在融毁风险,事故处于可控状态。
[结论]ASP系统满足设计工况需求,可实现堆芯余热的长期有效导出。
【总页数】6页(P95-100)
【作者】刘金超;王童生;林耀祖;张恒;沙睿
【作者单位】中广核(北京)仿真技术有限公司;重庆邮电大学计算机科学与技术学院;中国核能行业协会
【正文语种】中文
【中图分类】TL4;TL732
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“华龙一号”余热排出热交换器制造工艺及质量控制
“华龙一号”余热排出热交换器制造工艺及质量控制
赵建宇;张勇;陈晓霞;李伟
【期刊名称】《化工机械》
【年(卷),期】2024(51)1
【摘要】余热排出热交换器是“华龙一号”(HPR1000)核电机组余热排出系统(RHR)的主要设备之一。
从不锈钢管板深孔加工、管束组装、传热管与管板胀焊、不锈钢水室组件焊接及拘束态支座组焊等方面介绍了余热排出核级热交换器关键制造工艺,并提出质量控制要点。
【总页数】4页(P165-168)
【作者】赵建宇;张勇;陈晓霞;李伟
【作者单位】哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司;中国核电工程有限公司河北分公司;中国核电工程有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TQ051.5
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应急余热排出热交换器制造工艺要点浅析
应急余热排出热交换器制造工艺要点浅析发表时间：2020-07-03T07:41:48.940Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年6期作者：高德华[导读] 本文主要介绍了华龙一号堆型应急余热排出热交换器的结构特点、关键的制造工艺，结合应急余热排出热交换器的制造经验，主要从加工工艺、制造工艺难点的控制等方面进行分析，减少设备加工中的焊接变形、尺寸超差的问题，提高产品一次合格率。
高德华海南核电有限公司设备采购管理处海南昌江摘要：本文主要介绍了华龙一号堆型应急余热排出热交换器的结构特点、关键的制造工艺，结合应急余热排出热交换器的制造经验，主要从加工工艺、制造工艺难点的控制等方面进行分析，减少设备加工中的焊接变形、尺寸超差的问题，提高产品一次合格率。
关键词：应急余热排出热交换器；制造工艺1．前言在华龙一号堆型核电站中，应急余热排出热交换器是非能动堆芯冷却系统中的关键设备，在堆芯非失水事故发生时，该热交换器以自然循环的方式将堆芯的衰变热量通过内置换料水箱中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳传递到大气中，从而保证核电站的安全性。
本文通过对应急余热排出热交换器制造关键工艺进行分析，为产品制造奠定基础。
2 应急余热排出热交换器概述应急余热排出热交换器与传统的管壳式换热器不同，应急余热排出冷却器为C形单管程、立式热交换器。
管侧与蒸发器二次侧相连，壳侧是事故冷却水箱里的水，换热形式为自然对流换热。
设备主体材料为低合金钢和不锈钢，管板布管区及事故冷却水箱里水接触的表面堆焊奥氏体不锈钢。
设备管程由上、下水室组件和C形传热管组焊而成。
外形尺寸约为：4760×2360×6460，总重约27吨。
应急余热排出冷却器主要由上封头组件、下封头组件、管板组件、C形传热管束、框架及管束支承组件、上部支承组件、下部支承组件、地脚锚固组件组成。
3应急余热排出热交换器制造关键技术1）.材料准备所有材料都应按照相应技术条件或国家标准采购。
先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析
贮存箱（ ＷＳ ） ，提供相应 的中间热阱。热交 Ｉ Ｔ￣ Ｒ 换器的人 口通过三通连接到反应堆冷却剂系统的
热段 ，人 口管上布置有 １ 台常开电动隔离阀 ， 连
３ 限制准则和分析方法
全厂断电事故属于超设计基准事故，在本文 中考虑的限制准则为：事故后堆芯剩余释热能够 有效导出。 本文采用 Ｒ Ｌ Ｐ ／ Ｄ 程序对全厂 ＥＡ ５ ＭＯ ３
一
第三代核电站的标志性特征之一【。 ｌ ｊ 为掌握第三代核电站的核心技术 ，提高核电 技术竞争力 ，需要开展对核电站非能动专设安全 系统设计 的研究 。本文对中国核动力研究设计院 自主开发的先进堆非能动余热排出系统进行了分 析计算。
到相关动作信号后 自动投入 。 在全厂断电事故导致的冷却剂泵停运的瞬态 下 ，非能动余热排 出系统将在 自然循环的条件下 运行 ，一回路冷却剂通过非能动余热排出系统热 交换器从热段循环到过渡段 ，将热量从反应堆一 回路冷却剂系统传递到换料贮存箱 中的贮 存水 中。 与以往 Ａ ６ ０ Ｃ ０ 设计的接在二次侧 、空气冷却 的非能动余热排出系统不同 ，先进堆非能动余热 排出系统直接接在一回路系统上 ，并通过冷却剂 自然循环导热。因此 ，需要建立新 的计算模块进
先进堆采用 Ｃ －１０ Ｎ ００设计方案 ，为 ３环路 Ｐ
事
件
时 间／ ｓ
分散布置 ，主要设计参数见表 １ 。计算 中， 堆芯 功率峰因子 ＝ ．，热通道焓升因子 Ｆ Ｈ ． ２ ４ ＝１ 。 ６ 分析 中采用的主要参数见表 ２ 。
设计思想简洁新颖 ，能够极大地提高核电厂安全 系统运行的可靠性和经济性 。迄今为止 ，已经得
到世 界上许 多核 电发展 国家 的重 视 ，成 为 国际上
比主系统回路高 ， 以便提供一定的自然循环能力。 在正常运行条件下 ，非能动余热排出系统热
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华龙一号二次侧非能动余热排出系统与事故应对策略
华龙一号是我国借鉴国际三代核电先进理念，吸收福岛核事故经验，采用国际最高标准自主
研发设计的三代核电机型，拥有自主知识产权。
其主要设计思想是采用能动与非能动相结合
的安全系统，从而降低CDF（堆芯损坏概率）和LRF（大量放射性物质释放至环境概率）值，满足三代核电设计标准。
本文主要介绍华龙一号二次侧非能动余热排出系统（PRS）及事故应对策略。
二.二次侧非能动余热排出系统（PRS）
二次侧非能动余热导出系统（PRS，图一）是在发生全厂失电且辅助给水系统汽动泵失效情
况下，通过蒸汽发生器导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统设备储热，在72小时内将反应堆
维持在安全状态。
PRS系统设置三个系列，分别对应三台蒸汽发生器，每个系列包括一个换
热水箱，一台应急余热排出冷却器，两台应急补水箱和电动阀门组成。
事故情况下，该系统
投入，蒸汽发生器产生的蒸汽随着蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，将热量传递给换
热水箱，随后蒸汽冷凝为水，流出应急余热冷却器，注入蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器
中加热后再变成蒸汽，随蒸汽管道进入冷却器，形成自然循环。
二次侧非能动余热排出系统
通过蒸汽发生器将反应堆冷却剂中的热量传递到应急余热排出冷却器，然后传递给换热水箱
中的水，进而通过换热水箱中水的蒸发将热量最终带出，维持反应堆的安全。
系统投入时，应急补水箱的电动隔离阀会自动开启，使应急补水箱中的水注入蒸汽发生器二
次侧，补偿蒸汽发生器二次侧水位降低。
补水箱水位低时，补水箱上下游隔离阀自动关闭，
防止蒸汽旁通进入补水箱。
图一二次侧非能动余热排出系统
PRS系统可在下述两种事故工况下由自动信号触发动作：
—全厂失电且汽动辅助给水泵故障，蒸汽发生器丧失全部给水。
—正常给水和启动给水系统丧失，随后辅助给水系统启动失效。
PRS系统自动启动信号为：
—1台蒸汽发器水位低低出现8分钟，延时45s，或1台蒸汽发生器水位低低，且给水流量低，延时45s；
—3台蒸汽发生器辅助给水流量低；
—3台蒸汽发生器水位低三。
PRS系统平时处于隔离状态，当以上信号同时出现时，PRS系统自动启动，投入运行，必要
时PRS系统也可由操纵员手动启动。
三. 事故应对策略
二次侧非能动余热排出系统是作为蒸汽发生器辅助给水系统的后备，主要用于应对二次热阱
丧失超设计基准事故。
二次热阱丧失是非常严重的事故，若采取措施不当，则会导致反应堆
堆芯烧毁，美国三哩岛核事故即如此。
满功率情况下完全丧失给水很快会触发反应堆紧急停堆，但停堆以后还会有剩余功率，起初剩余功率由蒸汽发生器内的剩余给水带走。
随后蒸汽
发生器中水位不断下降，蒸汽发生器烧干，此后只有靠一回路冷却剂吸收剩余功率，冷却剂
温度开始上升，一回路压力也开始上升，最终稳压器安全阀开启，高温高压冷却剂通过稳压
器安全阀排放至卸压箱，随后反应堆冷却剂不断减少，直到堆芯裸露和开始融化。
这种严重事故情况下，为保护堆芯，防止堆芯融化，必须建立一种手段带走堆芯剩余功率，
那么只能通过向一回路注水方式完成。
通过安注系统向反应堆冷却剂系统注水，同时开启稳
压器安全阀，通过这种充-排方式，将堆芯剩余功率带出，并最终由安喷系统的热交换器将热
量带出安全壳。
然而通过以上安注系统充-排方式带出堆芯剩余功率，有一定限制。
首先系统动作必须在一
定时间内完成（大致在3000S内完成），否则由于反应堆冷却剂能量不平衡（剩余功率，安
注流量，稳压器压力释放）阻止了一回路压力下降，从而阻止安注流量上升和水装量的恢复，最终堆芯裸露与融化不可避免；其次，上述系列动作依靠能动安全设备（安注泵，安喷泵）
的可靠运行，在全厂失电叠加汽动辅助给水泵失效事故情况下，无法实现一回路充-排模式，
堆芯最终会融化。
而设置二次侧非能动余热排出系统（PRS）则可应对该超设计基准事故，二次热阱丧失后，
非能动余热排出系统自动投入，利用二次侧自然循环原理，持续导出一回路剩余热量，可在72小时内将反应堆维持在安全状态。
由于PRS系统采用蓄电池供电的直流电动阀，因此即使
全厂失电情况下，对系统投入和运行影响不大。
通过以上分析可知，采用二次侧非能动余热排出系统设计后，可应对叠加的超设计基准事故，保护堆芯，降低堆芯损化概率CDF，满足三代核电安全标准。