中國示范快堆安全殼熱工設計參數分析及研究

李世銳，任麗霞，胡文軍

中國示范快堆安全殼熱工設計參數分析及研究

李世銳，任麗霞*，胡文軍

（中國原子能科學研究院反應堆工程技術研究部，北京102413）

核電廠安全殼是防止放射性物質泄漏的最后一道實體屏障，對緩解或降低嚴重事故的放射性后果起到關鍵作用。中國示范快堆的安全殼采用具有隔離功能和密封性功能等設計特點的廠房結構，合適地確定其設計基準是安全殼設計的首要問題。本文分析比較了世界鈉冷快堆在安全殼設計時的內部機械載荷設計基準，提出示范快堆安全殼的設計應考慮假想堆芯解體事故（HCDA）及后續鈉泄漏對安全殼的溫度壓力載荷影響。結合示范快堆的設計，確定了HCDA下安全殼內的事故情景。使用鈉火分析軟件對事故情景進行了熱工計算，并對部分關鍵參數進行了敏感性分析。通過分析計算，得到示范快堆安全殼的熱工設計參數。

安全殼；設計基準；HCDA；熱工參數

安全殼是核電廠防止放射性物質泄漏的最后一道包容實體屏障，對緩解或降低嚴重事故的放射性后果起到關鍵作用。安全殼整體熱工參數是安全殼設計的基礎，直接影響安全殼總體設計方案的確定，因此開展安全殼熱工設計研究是必需的。

本文通過調研世界鈉冷快堆安全殼設計考慮的內部事故，并結合中國示范快堆實際設計情況，確定了示范快堆安全殼的內部機械載荷設計基準，并對設計基準下安全殼內的事故情景進行了假設。使用鈉火計算程序對安全殼內的事故情景進行了計算，并對部分關鍵參數進行了敏感性分析。通過分析計算，結合工程經驗判斷，確定了示范快堆安全殼的熱工設計參數。

1　安全殼內部機械載荷設計基準

1.1　鈉冷快堆安全殼內部機械載荷設計基準研究

世界部分鈉冷快堆安全殼內部機械載荷設計基準見表1。鈉冷快堆在安全殼廠房設計中對于內部事故的考慮主要可以分為三類：① 假想堆芯解體事故（HCDA）釋放機械能導致主容器邊界發生破口或泄漏后主容器內的鈉與安全殼內空氣反應引起的鈉火事故。例如，印度原型快堆PFBR考慮堆芯解體事故（CDA）下釋放的機械能會導致主容器頂部旋塞等部件密封螺栓塑性延伸，一回路的鈉通過密封間隙噴射進入安全殼中發生鈉火造成安全殼壓力溫度升高。韓國商用快堆KALIMER-600考慮HCDA下釋放的機械能沖擊反應堆容器頂部封頭，造成封頭發生破口，之后覆蓋氣體逸出并且安全殼內空氣進入主容器，主容器內的池火導致安全殼壓力溫度升高。② 鈉設備或管道直接泄漏導致的安全殼內鈉火事故。例如，美國原型快堆CRBRP考慮充滿鈉的一回路儲鈉罐在維修期間發生泄漏，原本充滿惰性氣體的儲鈉罐房間與安全殼上部空間直接相通，鈉火導致安全殼溫度壓力升高。日本原型快堆MONJU考慮安全殼系統需能承受最大假想鈉泄漏引起的溫度壓力增長。③ 不考慮導致廠房內壓力溫度明顯增長的事故，無實際意義的安全殼，廠房為工業級建筑。例如，日本商用快堆JSFR在設計上采取了特殊的措施消除了CDA下堆芯再臨界釋放大量機械能的可能性，比如其特殊的燃料組件設計可使得CDA下堆芯熔融的燃料重定位可以受控，限制堆芯正的鈉空泡效應等。同時鈉管道全部使用雙層管阻止泄漏的鈉在廠房內燃燒。俄羅斯BN600反應堆未考慮CDA釋放機械能或鈉泄漏對廠房的影響。

表1　世界部分鈉冷快堆安全殼內部機械載荷設計基準

續表

名稱類型設計基準設計壓力/kPa泄漏率/ （%DV/V/d） BN600示范/原型快堆方形的混凝土廠房結構，為工業級建筑，用于生物屏蔽和防范外部事件 KALIMER600商用快堆假想堆芯解體事故（HCDA）下導致的安全殼內鈉火事故[6]501 S-PRISM假想堆芯解體事故（HCDA）下導致的安全殼內鈉火事故[7]351 JSFR設計上消除CDA重新臨界的可能，全部雙層管避免廠房內鈉火事故[8]

通過調研，可以得到如下結論：①具有承壓設計要求的鈉冷快堆安全殼，鈉火事故是安全殼內機械載荷的主要來源。鈉火事故可能是由HCDA下堆頂泄漏引起，也可能是管道或設備直接泄漏引起。②對于大部分池式鈉冷快堆，管路系統較為簡單，且考慮雙層壁設計，安全殼機械載荷設計基準通常是HCDA下鈉從堆頂泄漏的鈉火事故。對于大部分回路式鈉冷快堆，由于具有更為復雜的管道系統，管道泄漏的可能性更大，安全殼機械載荷設計基準通常是鈉管道或設備的直接泄漏引起的鈉火事故。

1.2　示范快堆安全殼內部設計基準分析

示范快堆為池式鈉冷快堆，針對安全殼中可能的鈉設備或管道泄漏，設計上安全殼內的鈉管道全部為雙層管，同時反應堆主容器外設置了保護容器，這種雙層設計理念消除了鈉設備或管道直接泄漏導致的安全殼內鈉火事故的可能。

出于保守設計考慮，結合世界上大部分發展鈉冷快堆的國家在安全殼的設計上考慮了帶有機械能釋放的HCDA及后續鈉泄漏的溫度壓力載荷對安全殼的影響，示范快堆安全殼內部機械載荷設計基準選取定為HCDA。

示范快堆HCDA下安全殼內的事故情景如圖1所示。HCDA下，主容器內部溫度壓力短時間內劇烈增長，用于密封堆頂旋塞間隙的錫鉍合金密封性難以保證，這些間隙可能受到破壞，一回路的鈉通過間隙a噴射進入安全殼大廳（保守考慮，忽略堆頂防護罩的防護作用），在安全殼內形成噴霧鈉火，此為安全殼大廳熱工計算的事故情景。未燃燒完的鈉在地面聚集形成鈉池，地面的高溫可能破壞防護罩底部與堆坑隔離的實體結構，造成鈉通過破口b進一步泄漏至堆坑，由于防護罩內的鈉池為低壓環境，通過破口b不會造成噴射，泄漏的鈉在堆坑內形成池式鈉火，此為安全殼堆坑熱工計算的事故情景。

圖1　示范快堆HCDA下安全殼內的事故情景

2　程序模型

使用FEUMIX程序和BOX程序分別進行安全殼大廳和堆坑事故情況下的熱工計算。

2.1　FEUMIX程序模型

FEUMIX程序是法國輻射和安全研究院（IRSN）在噴霧鈉火實驗基礎上開發研究的霧火計算程序。該程序用于計算壓力管道破口后鈉噴射形成噴霧后的事故后果，考慮了鈉噴射后的完整過程，包括鈉的點燃過程、燃燒發展過程以及熄滅過程。在快堆設施的尺寸范圍內，程序提供了必要的數據評估建筑結構的完整性[9]。

圖2　參數、R和 t 對鈉燃燒速率的影響示意圖

2.2　BOX程序模型

BOX程序是由俄羅斯物理和動力工程研究院（IPPE）開發和驗證的鈉冷快堆池式鈉火事故分析程序，該程序描述了鈉從快堆系統中溢出到房間地面或另外某些水平表面上時的池式燃燒，能夠對房間氣體介質的溫度壓力、建筑結構的溫度、房間中鈉燃燒產生的氣溶膠濃度和氣溶膠排放量等重要參數進行計算[10]。

程序采用的池式鈉火模型與SPOOL程序一致。SPOOL程序為中國原子能科學研究院基于BOX程序模型開發的池式鈉火分析程序，主要包括火災房間計算模型、鈉燃燒反應模型、熱傳遞模型和質量傳遞模型等四個部分，具體見文獻［11］。

3　熱工參數計算分析

在安全殼大廳和堆坑熱工計算時，不考慮大廳和堆坑之間的連通，認為大廳和堆坑為相對獨立的空間。另外，計算時假設大廳和堆坑正常通風系統關閉。以上假設是保守的。

3.1　安全殼大廳計算

示范快堆在HCDA下的鈉泄漏量計算見文獻［12］。在單相流保守條件下1 s內總鈉泄漏量為601.4 kg，在兩相條件下鈉泄漏量為單相泄漏量的86.7%，即521.4 kg。以單相流計算的鈉泄漏量601.4 kg為基準，并在此基礎上進行一定的不確定性考慮，注意到兩相條件下鈉泄漏量計算結果為單相計算結果的約85%，以泄漏量基準值增加和減少15%并取整作為鈉泄漏量不確定性計算的上下限值。經計算，上下限值分別為700 kg和500 kg，則不確定計算中鈉泄漏質量取值分別為500 kg、601.4 kg和700 kg。另外鈉滴最大燃燒比率具有一定的不確定性，分別計算了50%、75%和100%下的情況。安全殼大廳計算的主要輸入參數如表2所示。

表2　安全殼大廳計算主要輸入參數

續表

參數單位數值 鈉溫度K1 073 鈉滴最大燃燒比率%50/75/100 鈉滴在空氣中的燃燒時間s0

不同鈉泄漏質量和鈉滴最大燃燒比率下大廳最高壓力和溫度計算結果如表3所示。可以看到，鈉泄漏質量不變，隨著鈉滴最大燃燒比率的增加，大廳最高壓力和最高溫度增加；鈉滴燃燒比率不變，隨著鈉泄漏質量增加，大廳最高壓力和最高溫度增加。變化趨勢與預期相符。在鈉泄漏質量700 kg，鈉滴最大燃燒比率100%情況下，大廳最高壓力和最高溫度最大，分別為107 323.3 Pa（表壓6.1 kPa）和337.5 K。

表3　不同鈉泄漏質量和鈉滴最大燃燒比率下大廳最高壓力和溫度計算結果

3.2　安全殼堆坑計算

從堆頂防護罩底部泄漏進入堆坑的鈉質量同樣具有一定的不確定性，計算考慮了進入堆坑形成的鈉池質量分別為500 kg、601.4 kg和700 kg的情況。堆坑地面布置漏鈉接收抑制盤，可有效接收泄漏的鈉并使進入盤內的鈉與空氣隔絕。漏鈉接收抑制盤可使93%～97%的泄漏鈉不致燃燒[13]，計算時保守取值90%。鈉池的燃燒面積設計基準取值4.5 m2，在此基礎上計算了2 m2和6 m2下的情況。安全殼堆坑計算主要輸入參數如表4所示。

表4　安全殼堆坑計算主要輸入參數

不同鈉池質量和鈉池面積下堆坑最高壓力和溫度計算結果見表5。可以看到，鈉池質量不變，在計算范圍內隨著鈉池面積增加，堆坑最高壓力和最高溫度增加；鈉池面積不變，隨著鈉池質量增加，堆坑最高壓力和最高溫度增加。在鈉池質量為700 kg，鈉池面積為6 m2情況下，堆坑最高壓力和最高溫度最大，分別為113 943.6 Pa（表壓12.7 kPa）和371.4 K。

表5　不同鈉池質量和鈉池面積下堆坑最高壓力和溫度計算結果

3.3　小結

在選取的計算條件下，反應堆大廳最高壓力和最高溫度最大分別為107 323.3 Pa（表壓6.1 kPa）和337.5 K，堆坑最高壓力和最高溫度最大分別為113 943.6 Pa（表壓12.7 kPa）和371.4 K。根據計算結果，結合工程實際，并考慮后期安全殼密封性試驗的可行性，安全殼大廳的設計壓力建議為15 kPa（表壓），設計溫度343 K（70 ℃），安全殼堆坑的設計壓力建議為15 kPa（表壓），設計溫度373 K（100 ℃）。

4　結論

根據目前的設計，無可信的事故導致中國示范快堆安全殼承受較大的溫度和壓力載荷。出于保守考慮，并參考國外鈉冷快堆安全殼設計經驗，提出示范快堆安全殼的內部機械載荷設計基準為HCDA，并對事故情景進行了分析和敏感性計算。通過計算分析，得到示范快堆安全殼熱工設計參數，建議安全殼大廳設計壓力15 kPa（表壓），設計溫度343 K（70 ℃），安全殼堆坑的設計壓力建議為15 kPa（表壓），設計溫度373 K（100 ℃）。

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The Containment Thermal Parameters Design and Study on China Demonstration Fast Reactor

LI Shirui，REN Lixia*，HU Wenjun

（Department of Reactor Engineering and Technology Research，China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

The containment of nuclear power plant is the final physical barrier preventing the release of radioactive material. It plays a key role in mitigating the radioactive consequences during severe accidents. The containment of China demonstration fast reactor adopts a concept of concrete structure with the function of isolating and sealing. The first question of containment design is how to determine the design basis reasonably. This paper compares the inner mechanical load design basis of sodium cooled fast reactor containment in the world，and proposes that the pressure and temperature consequence of hypothetic core disrupture accident（HCDA）and subsequent sodium leakage to the containment should be considered. Combining the design of China demonstration fast reactor，the accident scenario in the containment is determined. Sodium fire analysis software is used for the calculation of the accident scenario，and sensitivity analysis is carried out for some key parameters. Based on the calculation and analysis，the thermal parameters of China demonstration fast reactor are determined.

Containment；Design basis；HCDA；Thermal parameter

TL48

A

0258-0918（2021）05-1023-06

2020-12-21

李世銳（1990—），男，安徽蚌埠人，助理研究員，現主要從事反應堆安全方面研究

任麗霞，E-mail：lixia.ren@139.com