模塊式小堆二次側(cè)熱阱喪失事故分析研究

邱志方　李峰　張卓華　喻娜　周科

【摘 要】模塊式小堆采用一體化的設(shè)計，其二次側(cè)采用OTSG技術(shù)。OTSG具有傳熱面積大、設(shè)備體積小、蒸汽品質(zhì)高的優(yōu)點(diǎn)，但是其二次側(cè)水裝量小，熱慣性差，當(dāng)發(fā)生二次側(cè)喪失熱阱事故時，可能存在反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的能量不能被及時帶走，威脅反應(yīng)堆的安全。本文選取最典型的二次側(cè)熱阱喪失事故進(jìn)行研究分析，分析表明模塊式小堆的設(shè)計可以保障在二次側(cè)熱阱喪失事故情況下維持反應(yīng)堆的安全性。

【關(guān)鍵詞】模塊式小堆；二次側(cè)熱阱喪失；事故分析

隨著全球核電的發(fā)展，越來越多的國家逐步關(guān)注小型核電站的開發(fā)和應(yīng)用。IAEA也表示鼓勵和支持發(fā)展具有良好安全性和經(jīng)濟(jì)性的中小型核電站[1]。中國核動力研究設(shè)計院基于壓水堆的設(shè)計經(jīng)驗(yàn)采用一體化化的設(shè)計思路，開展了模塊式小型堆的設(shè)計研究。

模塊式小堆采用直流式蒸汽發(fā)生器（OTSG）。OTSG具有傳熱面積大、設(shè)備體積小、蒸汽品質(zhì)高的優(yōu)點(diǎn)，但是其二次側(cè)水裝量小，熱慣性差，當(dāng)發(fā)生二次側(cè)喪失熱阱事故時，可能存在反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的能量不能被及時帶走，導(dǎo)致冷卻劑溫度和壓力迅速升高，威脅反應(yīng)堆的安全。因此有必要針對模塊式小堆的二次側(cè)熱阱喪失事故進(jìn)行研究分析，論證模塊式小堆的安全性。

1 模塊式小堆簡介

中國核動力研究設(shè)計院研發(fā)的模塊式小型壓水堆采用屏蔽式主泵、直流蒸汽發(fā)生器等技術(shù)，設(shè)計中采用非能動的堆芯冷卻與余熱排出設(shè)計理念，形成非能動式一體化設(shè)計方案，如圖1所示，模塊式小堆的主要設(shè)計參數(shù)列于表1。

2 二次側(cè)熱阱喪失事故分析

模塊式小堆可能存在的二次側(cè)熱阱喪失類事故為外部負(fù)荷喪失事故、汽輪機(jī)事故停機(jī)事故、主蒸汽隔離閥誤關(guān)閉事故、非應(yīng)急交流電源喪失事故、正常給水流量喪失事故、給水管道破裂事故等。其中非應(yīng)急交流電源喪失事故最具有典型性和代表性，這是因?yàn)榉菓?yīng)急交流電源喪失將導(dǎo)致二次側(cè)給水停運(yùn)同時導(dǎo)致一次側(cè)反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)，即二回路排熱減少與反應(yīng)堆冷卻劑流量衰減同時發(fā)生，這進(jìn)一步降低一回路冷卻劑排出堆芯釋熱的能力。本文將針對模塊式小堆的非應(yīng)急交流電源喪失事故進(jìn)行研究分析，論證模塊式小堆在二次側(cè)熱阱喪失事故情況下的安全性。

2.1 分析準(zhǔn)則和方法

非應(yīng)急交流電源喪失事故導(dǎo)致二次側(cè)熱阱喪失的同時反應(yīng)堆冷卻劑流量衰減，進(jìn)一步導(dǎo)致堆芯熱量導(dǎo)出能力降低，導(dǎo)致冷卻劑溫度與壓力升高，可能導(dǎo)致堆芯發(fā)生DNB，威脅反應(yīng)堆的安全性。參考NB/T 20035-2011[2]，非應(yīng)急交流電源喪失事故為II類工況，其事故分析準(zhǔn)則為不發(fā)生DNB，事故過程中的DNBR必須高于限值（1.35），必須保證堆芯余熱長期排出。

采用RELAP5 [3]程序?qū)δK式小堆進(jìn)行模擬分析。分析中從使事故后果最惡劣的角度進(jìn)行考慮初始的反應(yīng)堆功率、溫度、壓力的偏差取值，保守的中子學(xué)參數(shù)反饋系數(shù)，保守的衰變熱曲線等。事故過程中不考慮非安全級系統(tǒng)的緩解作用，如不考慮二次側(cè)的啟停給水系統(tǒng)，二次側(cè)旁排系統(tǒng)等。

2.2 分析結(jié)果

表2給出了非應(yīng)急交流電源喪失事故短期研究的事件序列，圖2和圖3分別給出了事故過程中的壓力和DNBR隨時間變化的曲線。結(jié)合表2和圖2、圖3可知，當(dāng)非應(yīng)急交流電源喪失事故發(fā)生后，反應(yīng)堆冷卻泵的流量快速衰減，由冷卻劑泵低轉(zhuǎn)速快速觸發(fā)停堆保護(hù)，同時由于二次側(cè)給水流量喪失，堆芯能量不能被及時導(dǎo)出，冷卻劑溫度和壓力快速升高，穩(wěn)壓器將開啟安全閥進(jìn)行卸壓，事故過程中最小DNBR值為1.62，滿足安全分析限制準(zhǔn)則。

表3給出了非應(yīng)急交流電源喪失事故長期研究的事件序列，圖4和圖5分別給出了事故過程中冷卻劑平均溫度和非能動余熱排出系統(tǒng)（PRS）的排熱能力隨時間變化的曲線。結(jié)合表3和圖4、圖5可知，事故后由于反應(yīng)堆壓力快速升高，非能動余熱排出系統(tǒng)將由穩(wěn)壓器壓力高1與緊急停堆信號符合信號觸發(fā)投入，帶走堆芯余熱。事故過程中將由反應(yīng)堆入口溫度低導(dǎo)致CMT投入，CMT水箱中冷水投入將快速降低反應(yīng)堆冷卻劑溫度，隨著衰變熱的持續(xù)釋放與前期PRS的排熱能力小于衰變熱，反應(yīng)堆的壓力和溫度有一個先下降后上升而后再下降的過程，大約在10小時后PRS的排熱能力和堆芯衰變熱將達(dá)到平衡，持續(xù)帶走堆芯余熱，維持反應(yīng)堆的安全。

3 結(jié)論

本文針對模塊式小堆二次側(cè)熱阱喪失事故進(jìn)行分析研究，分析結(jié)論如下：

1）模塊式小堆在二次側(cè)熱阱喪失事故中非應(yīng)急交流電源喪失事故最為惡劣與典型；

2）模塊式小堆的設(shè)計可以保證在二次側(cè)熱阱喪失事故維持反應(yīng)堆的安全性。

【參考文獻(xiàn)】

[1]IAEA. Advances in SMR Technology development[R]. Vienna： IAEA， 2014.

[2]壓水堆核電廠工況分類 NB/T 20035-2011[S].

[3]REALP5/MOD3 code manual[R]. USA： Idaho national laboratory， 1995.

[責(zé)任編輯：楊玉潔]