鈉冷快堆征兆導(dǎo)向處理策略研究及驗證

黃亞平　徐陽　唐濤　鄧云　郝朋飛

摘? 要：鈉冷快堆是目前技術(shù)最為成熟的一種四代堆型。為確保快堆安全，需開發(fā)適用于快堆的征兆導(dǎo)向事故運(yùn)行規(guī)程體系。該文以中國實驗快堆為研究對象，采用快堆系統(tǒng)分析程序NUSOL-LMR進(jìn)行建模，將穩(wěn)態(tài)計算結(jié)果與CEFR主要設(shè)計參數(shù)對比驗證模型的正確性;通過執(zhí)行征兆導(dǎo)向的停堆導(dǎo)則和失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則來處理喪失熱阱事故，驗證快堆喪失熱阱事故征兆導(dǎo)向處理策略的有效性，并驗證停堆導(dǎo)則、失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則的正確性和可執(zhí)行性。

關(guān)鍵詞：鈉冷快堆;NUSOL-LMR;喪失熱阱;征兆導(dǎo)向;驗證與確認(rèn)

中圖分類號：TL425? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：2096-4706（2020）05-0101-04

Research and Verification of Symptom-oriented Treatment

Strategy for Sodium-cooled Fast Reactor

——Take the Loss of Heat Sink as an Example

HUANG Yaping，XU Yang，TANG Tao，DEND Yun，HAO Pengfei

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing? 100840，China）

Abstract：The sodium-cooled fast reactor is one of the fourth-generation reactor types with the highest technology maturity. In order to meet the needs of fast reactor safety development，it is necessary to develop a symptom-oriented accident operation regulation system applicable to fast reactors. In this paper，the Chinese experimental fast reactor is taken as the research object，and the fast reactor system analysis program NUSOL-LMR is used for modeling. The results of the steady state calculation are compared with the main design parameters of CEFR to verify the correctness of the model. The shutdown guidelines and lost secondary heat sink response guidelines to deal with loss of heat sink accidents，verifying the effectiveness of the strategy for the treatment of loss of heat sink accidents in fast reactors based on symptom-oriented accident procedures. The correctness and enforceability of the shutdown guideline and the loss of the secondary heat sink response guideline are verified at the same time.

Keywords：sodium-cooled fast reactor;NUSOL-LMR;loss of heat sink;symptom-oriented;verification and validation

0? 引? 言

核能的開發(fā)和利用是解決未來能源短缺和環(huán)境污染問題的重要途徑，歷經(jīng)近70年的發(fā)展，目前已發(fā)展到第四代核電技術(shù)[1]。第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）選定超臨界水冷堆、超高溫氣冷堆、熔鹽堆、帶有先進(jìn)燃料循環(huán)的鈉冷快堆、鉛冷快堆和氣冷快堆六種反應(yīng)堆型進(jìn)行優(yōu)先研究開發(fā)。其中，鈉冷快堆技術(shù)最為成熟，在世界范圍內(nèi)已建成或在建超過20座[2]。

核能利用的風(fēng)險主要在于核事故中放射性的不可控釋放[3]。1979年發(fā)生在美國的三哩島核事故，1986年發(fā)生在前蘇聯(lián)（現(xiàn)烏克蘭）的切爾諾貝利核事故和2011年發(fā)生在日本的福島核事故，是核電發(fā)展史上的三次重大核事故，造成了嚴(yán)重后果。各國相繼研究并建立發(fā)展起一整套的運(yùn)行文件體系，以應(yīng)對核事故，實現(xiàn)核安全[4]。目前，核電站事故處理規(guī)程的方法主要有三種：事件導(dǎo)向法（EOP）、狀態(tài)導(dǎo)向法（SOP）和征兆導(dǎo)向法（SEOP）。EOP方法是核電站設(shè)計中確定論方法的直接延伸，針對特定設(shè)計基準(zhǔn)事故高效準(zhǔn)確，但應(yīng)對疊加事故能力不足;SOP方法是基于由關(guān)鍵狀態(tài)功能表征的反應(yīng)堆物理狀態(tài)設(shè)計的運(yùn)行策略，優(yōu)勢在于可應(yīng)對疊加事故，但用戶使用體驗欠缺，操作冗雜;SEOP方法是以事故分析的概率論方法為基礎(chǔ)，單一事故時診斷指向明確，疊加事故通過征兆診斷能有效應(yīng)對，規(guī)程體系思路較為清晰，可執(zhí)行性、可理解性較高。SEOP方法已在國際上得到廣泛認(rèn)可，在建立和完善核電站事故運(yùn)行規(guī)程體系的過程中重要性日益凸顯。

該文建立鈉冷快堆仿真模型，通過與設(shè)計參數(shù)對比驗證模型正確性，分析喪失熱阱事故序列，采用征兆導(dǎo)向法的鈉冷快堆處理策略，處理喪失熱阱事故，并通過模型驗證處理策略的有效性及停堆導(dǎo)則、失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則的正確性和可執(zhí)行性。

1? 模型建立

本文的研究對象為中國實驗快堆（CEFR），根據(jù)CEFR的實際結(jié)構(gòu)，建模范圍包括一回路主冷卻系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、三回路重要系統(tǒng)（蒸汽發(fā)生器三回路側(cè)、給水及主蒸汽管道和相應(yīng)的閥門）和非能動余熱排出系統(tǒng)。

本文的建模和事故計算分析程序為快堆系統(tǒng)分析程序NUSOL-LMR，其對鈉冷快堆系統(tǒng)采用均勻流模型進(jìn)行模擬，建模思路是模塊化建模方式，首先對于系統(tǒng)內(nèi)每一部件進(jìn)行參數(shù)設(shè)置，然后根據(jù)實際的系統(tǒng)回路布置確定部件連接關(guān)系。根據(jù)快堆各部件的特性將其模擬為“水力部件+熱構(gòu)件”的形式，其中水力部件又可劃分為“控制體+接管”的形式。在水力部件中求解水力學(xué)方程（三大守恒方程），通過熱構(gòu)件的計算可為能量方程提供源項，同時，也可建立起并聯(lián)控制體之間的聯(lián)系。

模型建好后進(jìn)行穩(wěn)態(tài)計算，得到各回路主要參數(shù)，通過與CEFR的設(shè)計參數(shù)[5]和事故分析的初始參數(shù)進(jìn)行比較，對比結(jié)果表明NUSOL-LMR所建模型的正確性，從而可用于后續(xù)的快堆事故分析研究。對比的主要參數(shù)如表1所示。

2? 喪失熱阱事故及處理策略研究

主給水母管破裂、所有主給水泵異常停泵等，會導(dǎo)致兩臺蒸汽發(fā)生器喪失正常給水，給水壓力低或給水流量低或蒸汽發(fā)生器出口鈉溫高觸發(fā)緊急停堆。反應(yīng)堆緊急停堆后保持次臨界狀態(tài)，連鎖緊急停機(jī)。三回路系統(tǒng)失去正常排熱能力，兩臺一次鈉循環(huán)泵以自然惰轉(zhuǎn)方式將轉(zhuǎn)速降至0轉(zhuǎn)/分，反應(yīng)堆的余熱通過非能動余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出。

對于以上喪失熱阱事故，其處理策略主要分為兩步：

第一步，執(zhí)行停堆導(dǎo)則，其操作要點如下：

（1）完成關(guān)鍵操作步驟，確認(rèn)自動動作完成;

（2）確定合適的最佳恢復(fù)或功能恢復(fù)導(dǎo)則。

第二步，執(zhí)行失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則，其操作要點如下：

（1）隔離蒸汽發(fā)生器;

（2）投運(yùn)事故余熱排放系統(tǒng);

（3）檢查是否發(fā)生鈉泄漏。[6]

3? 情境驗證

本文對喪失熱阱事故的初始狀態(tài)假設(shè)為：滿功率時，主給水母管破裂，兩臺蒸汽發(fā)生器給水流量或給水壓力低，觸發(fā)停堆報警。該情境描述如表2所示，具體處理步驟如表3所示。

4? 驗證結(jié)果

該事故是在反應(yīng)堆滿功率運(yùn)行工況下進(jìn)行的。在0～

10 s，反應(yīng)堆滿功率正常運(yùn)行;在10 s時刻，插入主給水水母管破裂故障（0.5%破口），兩臺蒸汽發(fā)生器給水流量迅速降低，觸發(fā)停堆報警;在14 s時刻，確認(rèn)停堆、停機(jī)，堆芯功率下降;在18 s時刻，失去二次熱阱紅燈亮;在20～22 s時刻，一、二回路鈉泵開始惰轉(zhuǎn);由于失去二次熱阱，為保護(hù)三回路系統(tǒng)設(shè)備，隔離兩個環(huán)路蒸汽發(fā)生器;在50 s時刻，一、二回路鈉泵停運(yùn)，非能動余熱排出系統(tǒng)投運(yùn);從各回路溫度變化情況顯示，堆芯出口鈉溫下降，非能動余熱排出系統(tǒng)投運(yùn)，導(dǎo)出余熱，事故得到有效處理。驗證過程形成的曲線如圖1～圖4。

5? 結(jié)? 論

本文以中國實驗快堆為研究對象，采用快堆系統(tǒng)分析程序NUSOL-LMR對一回路主冷卻系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、三回路重要系統(tǒng)（蒸汽發(fā)生器三回路側(cè)、給水及主蒸汽管道和相應(yīng)的閥門）和非能動余熱排出系統(tǒng)進(jìn)行了建模。建模完成后進(jìn)行穩(wěn)態(tài)計算，并與CEFR的主要設(shè)計參數(shù)和事故分析的初始參數(shù)進(jìn)行比較，對比結(jié)果表明NUSOL-LMR能夠準(zhǔn)確地模擬出CEFR系統(tǒng)各個部件穩(wěn)態(tài)工況的參數(shù)值，具備對于CEFR進(jìn)行事故分析的能力。在模型中插入選擇的典型工況——喪失熱阱事故，根據(jù)事故序列依次執(zhí)行征兆導(dǎo)向的停堆導(dǎo)則和失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則，經(jīng)過驗證，證明了快堆基于征兆導(dǎo)向的喪失熱阱事故處理策略的有效性。同時在驗證過程中根據(jù)實際操作對于停堆導(dǎo)則、失去二次熱阱響應(yīng)導(dǎo)則的正確性和可執(zhí)行性進(jìn)行了驗證。

參考文獻(xiàn)：

[1] COCHRAN T B，F(xiàn)EIVESON H A，PATTERSON W，et al. Fast Breeder Reactor Programs：History and Status [C]// Proceedings of the Institute of Nuclear Materials Management Ann，2010.

[2] 徐銤.快堆，它的現(xiàn)狀和發(fā)展前景 [J].世界科技研究與發(fā)展，1998（5）：90-93.

[3] 張東輝，任麗霞.快堆安全分析 [M].北京：中國原子能出版社，2010.

[4] KURISAKA K，KANI Y. Study on categorization of the safety design evaluation event [R].Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp，1997.

[5] 孫曉龍.鈉冷快堆非能動余熱排出特性研究 [D].哈爾濱：哈爾濱工程大學(xué)，2013.

[6] 濮繼龍，王曉航.核電廠緊急運(yùn)行規(guī)程及其在嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解中的作用 [J].中國原子能科學(xué)研究院年報，1987（0）：173.

作者簡介：黃亞平（1993-），男，漢族，江西宜春人，碩士研究生，研究方向：快堆事故處理策略研究。