模塊式小型堆功率運行狀態落棒事故研究

黃慧劍 辛素芳 王嘉賡 徐良劍 彭 倩

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都610041）

0 引言

ACP100是中核集團自主研發的一種模塊式小型堆[1]，達到第三代先進壓水堆核電站的相關要求，并于2016年通過了IAEA反應堆通用設計審查。ACP100采用一體化布置，模塊化制造，具有多重固有安全特性，因此，也可作為破冰船、浮動電站等多種海上核動力平臺長期可靠的能源方案。

模塊式小型堆的顯著特點為功率小、建設周期短、布置靈活、適應性強、選址成本，因此，模塊式小型堆得到廣泛應用[2]及持續深化研究。目前，在模塊式小型堆的設計中，電力生產仍為其主要功能，但同時各種設計中都為將來的非電力應用保留了非電力生產的應用模塊[3]。對于核反應堆，無論是電力生產還是非電應用，安全都是設計中必須要滿足的基本條件。本文對ACP100反應堆功率運行狀態下的控制棒落棒事故進行分析，研究ACP100在落棒事故后堆芯是否滿足安全限制要求。

落棒事故指的是反應堆在功率運行時，單個控制棒組件因機械故障或電源故障下落到全插入位置，而其他棒組仍處于其正常運行范圍之內，這可能造成單個控制棒組相對于其棒組的大幅錯列，從而在堆芯中形成一個對熱工不利的功率分布（主要體現為局部功率過高），如果不采取保護措施，就有可能導致超過堆芯安全限值。

由于控制棒系統機械失效導致單個(或多個)控制棒組件掉入堆芯，引起堆芯功率和反應性減小，當觸發反應堆緊急停堆時，所有控制棒組在短時間內迅速插入堆芯，使反應堆功率快速下降并最終帶至安全狀態；當不能觸發保護系統動作時，瞬態過程中反應堆冷卻劑回路和蒸汽回路之間的能量不平衡將導致反應堆的平均溫度下降。隨后，在功率調節系統的作用下，調節棒實現受控提升，使核功率上升，直到達到新的平衡。

在落棒事故瞬態過程中，當不觸發保護系統動作時，功率調節系統（也叫平均溫度調節系統）的作用可能會使反應堆功率在短期內發生超調。除因此導致的局部功率增加之外，落棒加上調節棒提升引起的功率分布畸變在某些工況下也可能導致堆芯發生偏離泡核沸騰。

1 反應堆保護

1.1 事故探測

作為事故的糾偏措施，功率運行時的落棒事故在事故發生的最初期即可能由下列方法探測出來：

（1）反應堆堆內控制棒棒位指示器；

（2）控制棒偏離其所在棒組位置的報警信號；

（3）位于堆外四個方位處的核測量通道或位于堆內的堆芯出口熱電偶探測器（出口溫度非對稱分布偏離度較大時報警）。

1.2 減輕落棒事故后果的預防設計

為了減少落棒事故發生的概率，控制棒驅動機構在設計過程中，特別是對于模塊式小型堆采用的這種電磁驅動夾持機構都進行了專門設計。另外，還將若干束控制棒束組成對稱分布的組別，也是作為減輕由于落棒或提棒事故引起的控制棒錯列造成的后果的手段之一。

1.3 反應堆保護系統

根據模塊式小型堆保護信號的設置情況，落棒事故可采用的緊急停堆信號有：

（1）中子注量率負變化率高停堆信號保護；

（2）穩壓器壓力高或反應堆出口溫度高。

2 落棒事故限制準則與計算方法

2.1 落棒事故限值準則

落棒事故屬于中等頻率事故。分析必須證實：在考慮保守假設的前提下，偏離泡核沸騰比（DNBR）應不低于限制準則值1.18。

2.2 落棒事故計算方法

該事故的分析計算分以下幾步進行：

（1）由堆芯三維物理熱工程序計算不同循環及壽期下的落棒價值以及對應的堆芯徑向和軸向功率不均勻因子；

（2）采用系統程序對落棒瞬態進行分析，得到瞬態過程中核熱功率、反應堆冷卻劑溫度（含入口、出口及平均溫度）以及冷卻劑系統壓力隨時間的變化；

（3）在第二步的基礎上，采用堆芯子通道程序計算最小DNBR，驗證其滿足安全限值要求。

3 功率運行狀態落棒事故

3.1 主要假設

安全分析始終應以保守作為前提，因此，在分析過程中采用的假設應使瞬態過程中的最小DNBR值和燃料棒DNB份額（如有發生）最惡劣。

3.1.1 初始工況假設

以滿功率狀態作為初始工況分析該瞬態。

為了使瞬態過程中熱工參數趨于保守，分析中采用如下初始條件：

考慮穩態熱工測量誤差后，初始功率設定為103%滿功率；

考慮測量誤差及波動偏差后，反應堆冷卻劑初始平均溫度在額定值上增加2.5℃；

考慮測量誤差及波動偏差后，反應堆冷卻劑系統壓力在額定值上減少0.2 MPa；

反應堆一回路流量為熱工設計流量（最小流量）。

3.1.2 初因事件和功能假設

該事故起因為反應堆在額定滿功率運行時，控制棒組件意外掉入堆芯，引起堆芯功率下降和堆芯功率分布發生畸變，當不能觸發保護系統動作時，調節棒組由于功率失配而提升，使堆芯功率回升。

當控制棒發生落棒事故時，部分工況無法被探測到，部分工況能被探測到并觸發保護，出于保守考慮，我們假定單束控制棒發生落棒均無法被探測到。

3.1.3 與堆芯相關假設

出于保守考慮，采用核設計提供的所有循環下不同壽期統計出的最不利的堆芯功率分布，且假定在瞬態過程中堆芯功率分布維持為落棒后最惡劣的分布。

瞬態過程中，保守地采用最小反應性反饋使事故后果趨于惡劣。

使用的反饋系數見表1。

3.1.4 控制與保護系統

落棒事故的顯著特點是落棒之后，由于棒位的錯列，因此產生局部功率畸變；同時，在考慮功率調節系統可用時，反應堆功率會回升至滿功率甚至出現短時間內功率超調，因此，考慮控制系統可用是一種保守的假設方式。

落棒事故中，反應堆系統的緊急停堆保護可能由上文中提及的信號觸發。通過對模塊式小型堆的反應堆保護系統結構進行分析可知，停堆保護信號都是基于成熟的技術和冗余的通道最終實現的，具備很高的可靠性[4]。但在事故分析中，人們仍然保守地假設上述信號均不觸發停堆保護，以使事故后果趨于惡劣。

3.2 事故進程與結果分析

當發生一束控制棒落棒時，在事故瞬態初期，由于落棒引入負反應性，使反應堆功率呈現很明顯的下降趨勢，由于一二回路的功率與負荷短期內失配，從而使反應堆溫度和壓力也相應地下降。之后，在反應堆功率控制系統的作用下，控制棒組受控地提升以恢復反應堆的功率水平，在這一過程中，由于控制系統調節存在一定的滯后，在短時間內會發生功率超調的現象，瞬態下的反應堆功率短時間內可能超過額定功率水平，這對于熱工安全是不利的。在經過短期的功率負荷失配后，在控制系統的作用下，反應堆又將重新平衡在穩定狀態。

圖1~圖4分別給出了落棒事故過程中核功率、反應堆冷卻劑平均溫度、穩壓器壓力和最小DNBR隨時間變化的曲線。在瞬態過程中最小DNBR值始終大于準則值1.18，這表明在落棒事故過程中，反應堆燃料包殼表面始終保持完整，第一道安全邊界未被突破，反應堆是安全的。

圖1 歸一化核功率曲線

圖4 最小DNBR曲線

4 結語

圖2 反應堆冷卻劑平均溫度曲線

圖3 穩壓器壓力曲線

本文針對國內自主研發的模塊式小型堆ACP100在功率運行狀態下的落棒事故進行了分析，分析方法及假設滿足核反應堆安全分析要求[5]。據分析結果判斷，落棒事故發生后，即便保守地考慮反應堆保護系統不起作用，最小DNBR仍高于限值。這表明在落棒事故過程中，反應堆燃料包殼表面始終保持完整，安全屏障未被突破，反應堆是安全的。