摘要：本文简单介绍了核电技术中的非能动技术，分析了非能动技术在自主化三代核电技术中的应用，并提出了在非能动技术应用中加入能动技术以改进非能动安全系统的优化措施，希望能对三代核电技术的发展有一定帮助。
关键词：非能动技术；三代核电技术；应用；能动技术；结合
安全性能是评价核电站核电技术水平的重要参考之一，而目前的核电站主要通过快速冷却系统和紧急供水系统来实现对核反应安全性的控制，这些能动控制技术已经经过许多年的实践，技术条件已经十分成熟，控制力度也比较强，为核电事业的发展做出了很大的贡献。但是能动控制技术的局限性也十分明显，能动控制技术主要依靠机械设备的干预或者技术人员的调试，都是从核反应堆外部入手解决问题，难免会受到外部环境因素或者人为因素的干扰，使得核反应控制有一定的难度。而非能动控制技术的优点就在于控制核反应是通过核反应堆内部调控，利用核电机组的运行机制以及各种自然规律，自动控制好内部反应，可以使核反应免受外部干扰。随着核电技术的不断进步，人们对于核反应的安全控制要求也越来越高，单纯的能动控制技术已经无法满足核反应安全控制的要求，而非能动安全控制技术因其简化了系统操作、减少了外部环境的影响、降低了安全系统维修的频率、提高了核反应的安全性能，所以逐渐取代了能动安全控制技术成为当前压水堆核电站的主要安全控制手段之一。
1非能动安全控制技术简述
非能动安全控制技术通常是指由非能动部件组成的完整的安全控制系统或者是由少数能动部件做非能动运动的安全控制系统。非能动通常是指利用循环、重力影响、热量传递等一系列简单而实用的物理规律来实现对核反应的有效安全控制，避免外部设备或技术人员过多干预对内部核反应造成影响。而后随着非能动技术的发展，出现了广义的非能动技术概念。广义的非能动技术是指如果一个安全控制系统操作简单、安全可靠，又具有较高的自动化程度，且其动力是来自于核反应系统内部，其空间设计满足安全设计要求，那么该系统则满足广义的非能动安全系统条件，该系统所用的技术即为广义的非能动安全控制技术[1]。
实际上，在核电技术的初始发展阶段，非能动安全控制技术就已经被投入使用，但是早期的投入使用都只是尝试性的试验过程，并没有系统地设计规划非能动技术的应用，直到美国西屋公司将非能动安全控制技术进行系统化的设计，并将非能动的堆芯冷却系统和安全壳冷却系统相结合，作为核反应事故的预防系统及应急处理系统，进一步提高了核反应的安全性。
2非能动安全控制技术在自主化三代核电技术当中的应用
自主化三代核电技术的主要特点有以下几点：核反应堆的堆芯使用了177组燃料；核反应堆的布置方式为单堆布置；核反应安全壳冷却系统的安全壳为双层；核反应安全控制为非能动与能动搭配的方式；设置了安全壳热量导出系统；设置了余热排出系统。
本节将主要介绍非能动技术在自主化三代核电技术中的三大主要应用，并简单介绍一些其他方面的应用。
2.1二次侧非能动余热排出系统的设计
二次侧非能动余热排出系统主要作用是在蒸汽发生器的供水功能丧失的情况下，可以通过蒸汽发生器将反应堆的余热以及反应冷却装置的储备热量导出系统外。每个蒸汽发生器的二次侧都会有一个余热导出系统，系统包含有紧急冷却器、紧急供水箱以及紧急事故处理冷却水箱。二次侧非能动余热排出系统有两个回路循环。核反应堆冷却剂系统的温度介于核反应堆堆芯与蒸汽发生器之间，所以当有事故发生时，核反应堆冷却剂系统可以及时吸收核反应堆的热量，将核反应堆温度控制住，避免情况恶化，并将所吸收的热量通过自然传递到达蒸汽发生器，这些热量使得蒸汽发生器二次侧的冷却器中的冷凝水变成蒸汽，蒸汽经由紧急事故处理冷却水箱冷却后重新变为冷凝水，并返回蒸汽发生器的二次侧，参与热量传递循环。
2.2堆腔注水冷却系统设计
堆腔坠水冷却系统分为两个部分：非能动部分以及能动部分，主要处理因熔融物在反应堆内的滞留引起的事故。能动部分主要是由水泵向堆腔内注入冷却水，而非能动部分则是在安全壳冷却系统当中设立堆腔注水水箱，并在箱底设置注水管，便于长期的堆腔注水。一旦发生停电事故，能动部分失去电能供应而无法运转时，非能动部分的堆腔注水水箱底部的通道将自动打开，供水在重力作用下注入到堆腔当中，对核反应堆进行冷却，防止核反应堆反应温度过高而导致熔融物损坏容器。
2.3安全壳导热系统设计
安全壳导热系统主要作用于意外事故下安全壳的导热，比如当发生停电事故时，冷却系统发生故障，安全壳的温度不断上升，壳内的高温蒸汽来到换热器表面，而来自安全壳备用水箱的冷却水进入换热器内部，与换热器表面的高温蒸汽进行热量交换，冷却水吸收热量后温度升高，变为蒸汽，开始膨胀、上升，将所吸收的热量带到安全壳备用水箱进行冷却，重新变为冷却水参与热量交换，形成一个自然的循环。随着热量交换的不断进行，安全壳备用水箱的温度会越来越高，当达到临界值时将无法完全冷却蒸汽，少量高温蒸汽将直接排放到大气当中。
2.4其他应用
除了上述三种主要应用之外，非能动技术在自主化三代核电技术当中还有以下几种应用方式：
（1）控制棒。当出现停电事故时，能动控制部分失效，控制棒将在重力作用下自动落到核反应堆堆芯当中，终止反应。
（2）稳压器。在核反应堆温度变化比较剧烈时，稳压器可以通过控制蒸汽的体积来温度压力，缓解冷却剂波动。
（3）主泵飞轮。当发生停电事故时，主泵的能动控制系统失效，此时可以通过非能动主泵飞轮使主泵在惯性作用下运转，为核反应堆提供足够的冷却水，保证核反应的安全。
3非能动技术与能动技术结合的优势
目前核电技术的安全控制手段主要有非能动安全控制技术与能动安全控制技术两种，两者具有不同的特点和优势。能动安全控制技术具有可控性强、操作直接有效的优势，但缺点是受外界环境干扰或人为因素影响比较大；而非能动安全控制技术具有设计简单、抗干扰能力强的优点，但是发生事故之后的可控性比较差，无法进行干预，只能通过系统的自我调节。所以，只有将能动与非能动两者结合，才能充分发挥出两者的优势。在处理事故时，以能动安全控制（如紧急供水、喷淋降温等）为主要控制手段，对事故主体进行调控，再加入少量的非能动控制手段（如弹簧式安全阀门等），必要时可多设置一些非能动装置，尽量保证核反应的安全性。能动技术与非能动技术的结合，有效避免了两者的短处，充分发挥出两者的优势，形成一种成熟、有效又先进的新型核反应安全控制技术，并成为未来核电技术发展的重要方向。
结束语
能动技术和非能动技术在自主化三代核电技术应用方面有不同的优点及缺点。在非能动技术应用过程中加入能动技术可以有效弥补非能动技术的缺点，两者优势互补，改善了非能动技术的应用效果，使得非能动技术的运用更加成熟，进一步提高了核反应堆控制的安全性与科学性，为未来核电技术的发展指明了道路。
参考文献：
[1]周涛，李精精，汝小龙，盛程，陈娟，黄彦平，肖泽军.核电机组非能动技术的应用及其发展[J].中国电机工程学报，2013，v.33；No.451 08：81-89+14.
论文作者:张磊
论文发表刊物:《电力设备》2016年第18期
论文发表时间:2016/12/2
标签：技术论文; 核反应论文; 核电论文; 系统论文; 核反应堆论文; 蒸汽论文; 热量论文; 《电力设备》2016年第18期论文;