國內外小堆專設配置和CAP200專設論證

劉 展，戚展飛，王國棟，王偉偉，張國勝

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

國際原子能機構(IAEA)將小型核電機組定義為電功率300 MW以下的機組，電功率在300～700 MW之間的機組則為中型核電機組[1]。國內外研究院考慮反應堆智能化、一體化或緊湊型、多范圍應用等方面的需求，開發了相適應的小型核反應堆，如：美國一體化堆NuScale[2]，韓國一體化堆SMART[1, 3, 4]，俄羅斯緊湊型堆KLT-40S[2, 5]，阿根廷的一體化堆CAREM[4,8]，法國的小型堆FLexblue[2]，日本的一體化堆MRX[6-8]，國家核電上海核工程研究設計院(以下簡稱：上海院)緊湊型小型堆CAP200，中核集團一體化堆ACP100[2]和中廣核集團一體化堆ACPR-50S[9,10]。根據小型核反應堆的結構特征和事故緩解特點，各種型號配置各有差異的安全級專設系統，以應對瞬態和事故過程中反應堆冷卻、水裝量補充及安全殼壓力控制[1-7]。CAP200小型堆盡量采用成熟的設計和設備，充分利用非能動核電廠消化吸收再創新的成果和概率安全評價技術平衡核電廠設計的主要設計原則，確定了CAP200采用緊湊型布置方式(取消主管道)、截斷型燃料組件(成熟性)以及非能動的安全設計理念(安全性和簡化設計)。針對CAP200的非能動專設安全設施，篩選考驗專設安全設施的卡關事故，并開展這些事故的論證，保證當前配置的非能動安全設施可有效緩解非喪失冷卻劑事故(Non-LOCA)、喪失冷卻劑事故(LOCA)以及安全殼壓力，保證緩解路徑的連續性和有效性，滿足CAP200緊湊型小堆的頂層安全要求。

1 國內外小堆專設配置研究

1.1 國內外小堆

小型核反應堆的多元化用途(替代舊熱電機組、熱電聯供、城市供暖、海水淡化、工業用汽、海上平臺能源以及為破冰船提供動力等)[10]，讓世界各國充分地意識到“開創核能利用新時代”的大好前景，美國、俄羅斯、法國、韓國、日本、阿根廷、中國等國都在積極投入大量人力物力，積極開展小型堆的設計研發、市場推廣以及建設，一方面占據市場和先發主動；另一方面綜合安全性、經濟性和成熟性等因素提升科技創新含量和降低安全風險。表1給出主要國家的先進小型反應堆的類型和用途[1-3,5-8,10]。

表1 先進小型反應堆的類型和用途Table 1 Category and Usage of Advanced Small Reactors

1.2 國內外小堆專設配置

國外小堆專設安全設施設計時一般會充分利用小堆的特點：①反應堆功率小(堆芯余熱小以及放射性源項小)；②采用一體化/緊湊式布置(取消主管道，消除大LOCA)；③較大的主回路冷卻劑裝量(熱阱大)；④自然循環能力較強(熱移出能力較強)；⑤充分采用非能動安全技術(自然循環、重力和蓄壓安注等方式)。表2給出國內外小型核反應堆的主要專設安全設施配置。

表2 小型反應堆的主要專設安全設施Table2 Main Engineered Safety Feature of Small Reactors

2 CAP200專設配置論證

2.1 CAP200主要技術參數

200 MW先進非能動緊湊型小堆(CAP200)是國家電力投資集團有限公司上海核工程研究設計院(SNERDI/SPIC)研發設計的壓水堆系列產品之一。CAP200小堆充分吸收世界首臺AP1000型機組的經驗和CAP1400的研發成果，采用非能動的安全技術，用于緩解預期瞬態和事故。表3給出了CAP200緊湊型小堆的主要技術參數。

表3 CAP200主要技術參數Table 3 CAP200 Main Technical Parameters

2.2 CAP200專設配置

CAP200小型反應堆頂層要求采用成熟的設計和設備，充分利用非能動核電廠消化吸收再創新的成果，確定布置方式采用緊湊型，且專設配置充分利用非能動的安全設計理念。CAP200緊湊型小堆蒸汽發生器(SG)與反應堆壓力容器直連，取消主管道，取消大破口，結合高壓低壓安注，取消大堆中常見的蓄壓安注；CAP200緊湊型小堆采用非能動余熱排出系統(PRHR)，進出口接嘴與SG腔室直接相連，實現反應堆堆芯衰變熱的有效導出；CAP200緊湊型小堆采用安全殼外頂部淹沒水實現安全殼冷卻，有效緩解安全殼壓力響應。

綜上，CAP200緊湊型小堆采用安全級的非能動專設安全系統配置，包括二次側非能動余熱排出系統、非能動安全注射系統和非能動安全殼冷卻系統，即PRHR、堆芯補水箱(CMT)、安全殼內置換料水箱(IRWST)、2級自動卸壓系統(ADS)、安全殼外水淹和最終補水箱(UCS)。圖1給出CAP200緊湊型小堆非能動專設安全系統。

圖1 CAP200小堆非能動專設安全系統Fig.1 CAP200 Small Reactor Passive Engineered Safety Feature

2.3 CAP200專設配置論證

為了論證CAP200緊湊式小型堆非能動專設安全設施(非能動堆芯冷卻系統和非能動安全殼冷卻系統)設計的合理性和有效性，首先篩選考驗非能動專設安全設施的卡關事故(詳見表4)。采用適合的系統程序(RELAP5/MOD3程序)和安全殼分析程序(GOTHIC 8.0程序)，其中，系統程序RELAP5/MOD3基于標準的10CFR50附錄K保守模型進行二次開發及驗證，GOTHIC程序廣泛用于安全殼壓力響應分析，其關鍵冷凝模型已充分驗證，并用于壓水堆或沸水堆的安全分析，同時考慮保守的初始條件(主要初始始條件假設包括功率取正偏差、平均溫度、壓力和水位根據具體事故敏感性保守選取、破口尺寸取最大值、專設安全設施能力取最小能力等)，開展這些卡關事故的論證，保證當前配置的非能動安全設施可有效緩解非喪失冷卻劑事故(Non-LOCA)、喪失冷卻劑事故(LOCA)以及安全殼壓力，保證緩解路徑的連續性和有效性，滿足CAP200緊湊型小堆的頂層安全要求。

表4 卡關事故篩選Table 4 Identification of Limited Accident

DVI雙端斷裂和穩壓器波動管雙端斷裂事故過程中，由穩壓器低壓力觸發反應堆停堆，之后由穩壓器低低壓力觸發堆芯補水箱補水，堆芯補水箱水位降低，進而觸發ADS閥門降壓，最終由IRWST低壓安注實施堆芯補水冷卻，兩個事故期間燃料棒可得到較好地冷卻，未發生燃料棒升溫(見圖2和圖4)；反應堆堆芯坍塌水位維持在較穩定的水平(見圖3和圖5)，非能動堆芯冷卻系統可保證這兩類事故下的反應堆堆芯安全。

圖2 燃料棒平均溫度(DVI雙端斷裂)Fig.2 Fuel Rod Average Temperature(DVI Double Ended Break)

圖3 堆芯坍塌水位(DVI雙端斷裂)Fig.3 Core Collapsed Water level(DVI Double Ended Break)

圖4 燃料棒平均溫度(穩壓器波動管雙端斷裂)Fig.4 Fuel Rod Average Temperature(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

圖5 堆芯坍塌水位(穩壓器波動管雙端斷裂)Fig.5 Core Collapsed Water level(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

給水管道斷裂發生后，由SG窄量程低水位信號觸發反應堆停堆，由SG寬量程低水位觸發PRHR動作，事故初期，反應堆堆芯衰變熱功率高于PRHR帶熱能力，且CMT注入進一步降低了PRHR換熱能力；事故后期，PRHR熱移出能力與反應堆堆芯衰變熱相匹配(見圖6)，RCS溫度平穩下降(見圖7)，非能動余熱排出系統可有效緩解此事故下的反應堆堆芯安全。

圖6 PRHR環路RCS溫度(給水管道斷裂)Fig.6 RCS Temperature in PRHR Loop(Feedwater Pipeline Break)

穩壓器波動管斷裂后，由于破口的質能釋放，出現安全殼的峰值壓力；噴放階段結束后，壓力明顯下降；由于安全殼穹頂壁面自然對流換熱能力有限，安全殼壓力開始逐漸上升；直到破口產熱與安全殼頂部水池帶熱量匹配后(熱量最終通過池水升溫顯熱和蒸發/沸騰傳至大氣環境)，形成第二個峰值(見圖8)。隨后安全殼壓力開始下降，進入長期降壓階段，非能動安全殼冷卻系統可有效緩解此事故下的安全殼壓力。

圖7 PRHR帶熱量和歸一化堆芯功率(給水管道斷裂)Fig.7 PRHR Power and Normalized Core Power(Feedwater Pipeline Break)

圖8 安全殼壓力(穩壓器波動管雙端斷裂)Fig.8 Containment Pressure(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

3 結論

本文較為完整地梳理了國內外小堆專設配置的情況，對其配置的專設安全設施進行了合理分析；結合CAP200緊湊型小堆的特征，提出了有效緩解Non-LOCA、LOCA和安全殼的措施，針對完整梳理的卡關事故，開展了必要的定量評價，確保CAP200緊湊型小堆的專設安全配置可保證反應堆堆芯和安全殼的完整性。小堆開展專設安全配置以下結論可供參考：

(1)充分利用小堆的功率小、衰變熱小和相對水裝量大等特點，即事故進程緩慢，來配置合適的專設安全系統。

(2)小堆的專設安全系統通常采用非能動安全系統來實現，包括非能動余熱排出系統(主回路或二回路)、非能動安注系統和自動卸壓系統、非能動安全殼冷卻(抑壓水池、壁面換熱器或安全殼水淹等)。此外，考慮采用能動的專設安全系統作為縱深防御的考慮。

(3)CAP200緊湊型小堆專設安全系統配置后，結合其主系統配置特征，完整梳理挑戰專設安全系統的卡關事故(表3所提供的篩選說明可供參考)，采用合適的程序，開展合理的定量容量論證，確保專設安全設施可有效保證反應堆堆芯和安全殼的完整性。