小型核動力非能動安全殼抑壓與安注集成特性分析

鐘明君，蔣孝蔚，楊 帆，劉 余

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

引言

安全殼作為核動力裝置放射性物質包容的最后一檔屏障，需通過控壓排熱保證其在事故下的結構完整性。然而，由于小型核動力裝置空間尺寸的限制，當發(fā)生質能釋放類事故后，安全殼超壓風險相較大型安全殼更為顯著。此外，考慮到核動力模塊化建造、經(jīng)濟性提升等需求，在對其開展安全殼控壓排熱設計時，不僅需保證其安全功能的實現(xiàn)，還應瞄準“小型化、輕量化”目標。

小型核動力安全殼控壓排熱的關鍵是預防事故后安全殼早期超壓失效，傳統(tǒng)能動方式，如安全殼噴淋，由于受控制信號延遲時間、泵閥開啟時間的限制難以及時應對安全殼早期的快速升溫、升壓。而非能動技術因其響應快、固有可靠性高、易實現(xiàn)集成簡化、功構融合的特點，十分適宜核動力小型安全殼在事故下的早期控壓需求。目前，沸水堆型核電廠、模塊化小堆[1-3]等已有非能動抑壓冷卻技術[4-6]的應用先例，即借助事故后自然形成的壓差作用，將釋放到安全殼的高能汽水排入額外設置的抑壓水池進行冷凝，從而實現(xiàn)快速抑壓。

采用水源集成共用的思想將抑壓水源與安注水源集成，可進一步縮減水源配置，實現(xiàn)壓水堆小型化、輕量化設計。然而集成系統(tǒng)在事故工況下會呈現(xiàn)更為復雜的耦合效應，如失水事故下的質能釋放將導致安全殼升溫升壓，安全殼壓力的變化反過來會影響破口流量；抑壓過程將導致抑壓-安注集成水源升溫，從而在安注過程中對堆芯冷卻造成不利影響。傳統(tǒng)分離式熱工水力分析方法無法準確反映集成系統(tǒng)下復雜耦合效應。因此，本研究采用反應堆冷卻劑系統(tǒng)-安全殼耦合分析方法開展計算分析，研究集成系統(tǒng)的抑壓-安注特性，平衡安全殼抑壓功能與安注功能的需求，對集成系統(tǒng)的事故的耦合效應進行量化，通過水源初始溫度、抑壓容量等敏感性分析，為水源集成方案設計及關鍵參數(shù)的選取提供借鑒。

1 非能動抑壓與安注集成概念方案

本研究采用水源集成共用的思想將抑壓水源與安注水源集成，實現(xiàn)壓水堆小型化。當發(fā)生失水等質能釋放類事故后，高能流體由破口釋放至安全殼，導致安全殼升溫升壓；在壓差作用下，安全殼內(nèi)水蒸氣及不凝氣體通過排管進入抑壓水箱，與抑壓水源發(fā)生直接接觸冷凝，從而迅速抑制安全殼升壓；同時，不凝氣體由水箱逸出，進入抑壓氣空間。當達到安注信號整定值后，安注泵由抑壓水源取水，注入堆芯。基于該思路，可構建非能動抑壓與安注集成概念方案，見圖1。

圖1 非能動抑壓與安注集成概念方案

在該方案下，反應堆冷卻劑系統(tǒng)、安全殼和抑壓水源在事故運行工況下會存在較強烈的耦合效應。主要體現(xiàn)在以下兩方面：

（1） 抑壓能力影響安全殼升溫升壓狀態(tài)，從而影響破口質能釋放。

（2） 抑壓過程導致安注水源升溫，從而影響堆芯冷卻能力。

2 反應堆冷卻劑系統(tǒng)- 安全殼耦合分析方法

傳統(tǒng)失水事故及安全殼響應分析采用分離式的熱工水力分析方法[7-8]。即通過假定一保守的安全殼壓力作為系統(tǒng)分析程序模擬破口的背壓邊界，計算得到質能釋放量；進一步，將該質能釋放量作為輸入，通過安全殼響應分析程序計算安全殼升溫升壓。為準確反映集成系統(tǒng)耦合效應，本研究通過將傳統(tǒng)的系統(tǒng)分析程序與安全殼響應程序進行耦合，開展集成系統(tǒng)特性分析。對于水力學問題，其耦合接口的設計見圖2。在系統(tǒng)分析程序和安全殼響應程序中分別設置時間相關控制體作為標量耦合接口，傳遞溫度、壓力、相組成參數(shù)，通過設置時間相關接管傳遞流速。

圖2 耦合接口示意

在采用耦合分析方案對非能動抑壓-安注集成方案進行模擬時，反應堆冷卻劑系統(tǒng)采用系統(tǒng)分析程序建模，安全殼采用安全殼分析程序建模。建模示意見圖3。其中，CON 表示安全殼大空間；SUP1 表示抑壓水池；SUP2 表示抑壓氣空間?；疑驁D為耦合接口，分別為破口接口和安注接口。

圖3 耦合建模示意

3 非能動抑壓與安注集成特性分析

本研究選取穩(wěn)壓器波動管雙端斷事故，通過水源初始溫度敏感性分析和抑壓容量敏感性分析，研究非能動抑壓及安注集成特性。主要分析的工況清單見表1。

表1 分析工況清單

3.1 水源初始溫度敏感性分析

分別設置三組不同工況，水源初始水溫依次為50℃（工況1）、65 ℃（工況2）、80 ℃（工況3），其中假設抑壓水容積和氣空間均為20 m3。事故后安全殼壓力、抑壓-安注水源溫度、堆芯液位及燃料包殼最高溫度隨時間的變化分別見圖4-圖7。對比分析發(fā)現(xiàn)，水源初始溫度對安全殼壓力響應的影響并不明顯，然而對堆芯冷卻能力會造成顯著影響。隨著初始水溫的升高，抑壓冷凝作用對水源的加熱使其過冷度更低。當該抑壓水源作為安注水注入堆芯后，不同工況下的堆芯狀態(tài)呈現(xiàn)出顯著差異：水源初始溫度越高，堆芯裸露時間越長，從而造成更高的PCT。對于初始水溫為80 ℃（工況3）的工況，PCT 達到1 238 ℃，超過了失水事故限值（1 204 ℃）。

圖4 安全殼壓力（工況1- 工況3）

圖5 抑壓- 安注水源過冷度（工況1- 工況3）

圖6 堆芯水位（工況1- 工況3）

圖7 燃料包殼峰值溫度（工況1- 工況3）

3.2 抑壓容量敏感性分析

抑壓容量反映事故下的抑壓能力，主要取決于抑壓水容積和氣空間容積。工況1（水容積：20 m，氣空間：20 m）和工況4（水容積：15 m，氣空間：15 m）中安全殼壓力、抑壓-安注水源溫度、堆芯液位及燃料包殼最高溫度隨時間的變化分別見圖8-圖11。可以看出，隨著抑壓容量的降低，安全殼抑壓減弱，壓力的上升幅度更高，對破口噴放有一定抑制作用，兩個工況下的水源過冷度則沒有呈現(xiàn)明顯差異。對于工況1，燃料包殼峰值溫度沒有出現(xiàn)不可控飛升。

圖8 安全殼壓力（工況1、工況4）

圖9 抑壓- 安注水源過冷度（工況1、工況4）

圖10 堆芯水位（工況1、工況4）

圖11 抑壓- 安注水源過冷度（工況1、工況4）

4 結論

本研究瞄準壓水堆核動力“小型化、輕量化”設計目標，提出采用水源集成共用思想的非能動抑壓與安注功能集成概念設計，采用反應堆冷卻劑系統(tǒng)-安全殼耦合分析方法對集成系統(tǒng)的事故下的耦合效應進行量化，通過水源初始溫度、抑壓容量等敏感性分析，為水源集成方案設計及關鍵參數(shù)的選取提供了借鑒。主要得出以下結論：

（1） 非能動抑壓與安注功能集成會導致反應堆冷卻劑系統(tǒng)、安全殼和抑壓水源在事故工況下存在較強烈的耦合效應。主要體現(xiàn)在：抑壓能力影響安全殼升溫升壓狀態(tài)，從而影響破口質能釋放；抑壓過程導致安注水源升溫，從而影響堆芯冷卻能力。

（2） 采用耦合分析方法能夠有效反映集成系統(tǒng)的耦合效應，并挖掘事故分析裕量。敏感性分析結果表明：抑壓-安注水源初始溫度對安全殼壓力響應的影響不明顯，隨著初始水溫升高，堆芯冷卻能力大幅下降，當初始水溫為90 ℃時，燃料包殼峰值溫度超出限值；降低抑壓水容積和氣空間容積雖然會削弱安全殼抑壓能力，但有助于堆芯冷卻。