二氧化碳冷卻反應(yīng)堆始發(fā)事件和驗收準(zhǔn)則研究

毛輝輝 張 丹 高春天 吳 攀 劉 余 畢樹茂 米爭鵬

1（中國核動力研究設(shè)計院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室 成都 610213）

2（西安交通大學(xué) 西安 710049）

核工業(yè)領(lǐng)域具有成熟工程經(jīng)驗的反應(yīng)堆主要包括輕水堆（以壓水堆與沸水堆為主）、重水堆、金屬冷卻快堆與氣體冷卻堆等，在此之中，除沸水堆采用直接循環(huán)外，其余反應(yīng)堆主要采用間接循環(huán)方式，而間接循環(huán)與直接循環(huán)系統(tǒng)及設(shè)備配置不同，因此核動力系統(tǒng)安全設(shè)計中考慮的始發(fā)事件不同。對于安全準(zhǔn)則而言，主要以放射性劑量為最終準(zhǔn)則，放射性屏障的完整性為設(shè)計中的技術(shù)準(zhǔn)則。

直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆作為一種新概念反應(yīng)堆，是一種高溫高壓流體冷卻堆，需要開展安全分析論證核動力系統(tǒng)在各種事故工況下的安全性，并為安全系統(tǒng)的配置提供設(shè)計依據(jù)。始發(fā)事件和驗收準(zhǔn)則是開展安全分析乃至安全設(shè)計工作的重要基礎(chǔ)，正確確定始發(fā)事件和驗收準(zhǔn)則對提高新型核動力系統(tǒng)安全分析的可信度有重要意義。二氧化碳直接循環(huán)冷卻反應(yīng)堆作為新概念反應(yīng)堆，國內(nèi)尚無該堆型的相關(guān)研究。本文基于現(xiàn)有工程經(jīng)驗，針對直接循環(huán)二氧化碳冷卻反應(yīng)堆始發(fā)事件及驗收準(zhǔn)則開展了研究。

1 各種反應(yīng)堆工況清單及驗收準(zhǔn)則綜述

1.1 輕水堆工程經(jīng)驗

壓水堆及沸水堆作為核工業(yè)領(lǐng)域最為成熟的兩種堆型，在安全設(shè)計方面具有十分成熟的工程經(jīng)驗，目前已發(fā)展到第三代技術(shù)。隨著幾次重大核事故的發(fā)生，輕水堆安全要求也在逐漸加強，然而，對于反應(yīng)堆安全設(shè)計基礎(chǔ)之一的工況清單及驗收準(zhǔn)則，主要依據(jù)核電大發(fā)展時期的二代反應(yīng)堆所制定。

壓水堆在其研發(fā)早期即認(rèn)識到冷卻劑喪失事故是最為嚴(yán)重的始發(fā)事故，因此將其列為最為重要的設(shè)計基準(zhǔn)事故，圍繞該事故的對抗配置專設(shè)安全系統(tǒng)。后期隨著研究深入，美國核管會在1978年出版的導(dǎo)則RG 1.70《輕水堆安全分析報告標(biāo)準(zhǔn)格式及》（第三版）［1］中，明確提出了輕水堆設(shè)計需要考慮的8類47個始發(fā)事件的要求。對于壓水堆而言，始發(fā)事件清單主要基于間接循環(huán)動力系統(tǒng)的特點，分為二回路故障導(dǎo)致的排熱增加或減少、一回路故障導(dǎo)致的反應(yīng)堆冷卻劑流量減少、反應(yīng)堆反應(yīng)性引入、一回路故障導(dǎo)致的一回路冷卻劑裝量增加或減少、放射性直接相關(guān)事故及未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（Anticipated Transient Without Scram，ATWS）8類，其中ATWS事故［2］為核電廠運行經(jīng)驗反饋暴露的事故，屬于超設(shè)計基準(zhǔn)事故，其余均為設(shè)計基準(zhǔn)事故。

核能的利用面臨的最主要問題是放射性安全問題，因此核電運行的安全目標(biāo)主要是保護公眾和環(huán)境免受放射性的危害。因此在核動力系統(tǒng)的安全設(shè)計中，釋放的放射性劑量是最終的安全準(zhǔn)則，在具體的設(shè)計中，通過貫徹縱深防御的原則，保證放射性防御多道屏障的完整性來保證，根據(jù)始發(fā)事故發(fā)生頻率的大小，確定各類事故需要確保完整的屏障，具體準(zhǔn)則如表1所示。

表1 壓水堆安全分析驗收準(zhǔn)則Table 1 Safety analyses acceptance criteria for PWR(pressurized water reactor)

在以上準(zhǔn)則中，堆芯相關(guān)準(zhǔn)則是核心，這和選取的燃料形式/材料密切相關(guān)。芯體解體主要針對彈棒 事 故 ；失水 事 故（Loss Of Coolant Accident，LOCA）準(zhǔn)則主要依據(jù)美國聯(lián)邦法規(guī)10CFR50.46［3］，主要通過包殼在水及水蒸氣等汽體環(huán)境下氧化及脆化程度相關(guān)的量組成，主要針對輕水堆采用的鋯合金包殼。

1.2 氣冷反應(yīng)堆相關(guān)研究

國內(nèi)外具有工程經(jīng)驗的氣冷堆主要包括氦氣冷卻堆（我國高溫氣冷堆（High Temperature Reactor-Pebble bed Modules，HTR-PM））［4］和二氧化碳冷卻間接循環(huán)反應(yīng)堆（英國先進氣冷堆（Advanced Gascooled Reactor，AGR））［5］；在系統(tǒng)配置方面，此類氣冷堆一回路采用氣體冷卻循環(huán)，二回路采用蒸汽-給水朗肯循環(huán)，反應(yīng)堆采用控制棒控制反應(yīng)性，因此始發(fā)事故清單和壓水堆類似，除此之外，氣冷堆需要考慮在壓力邊界發(fā)生破口后，熱阱水或水蒸氣、環(huán)境空氣進入氣冷堆系統(tǒng)后對材料的損壞作用。氦氣冷卻反應(yīng)堆采用了耐高溫的TRSIO（Tristructural isotropic）包覆顆粒燃料，AGR采用帶包殼棒狀燃料，因此燃料安全準(zhǔn)則之間存在差異。氣冷堆與壓水堆安全分析驗收準(zhǔn)則的對比如表2所示。

表2 壓水堆和氣冷堆安全分析驗收準(zhǔn)則對比Table 2 Safety analyses acceptance criteria for PWR and GCR(gas cooled reactor)

氣冷堆冷卻劑在正常運行和事故工況下堆芯均不存在兩相流體，因此不存在輕水堆存在的偏離泡核沸騰（Departure from Nucleate Boiling，DNB），兩相流等復(fù)雜現(xiàn)象，堆芯準(zhǔn)則直接選擇燃料/包殼材料低于損壞溫度限值為主；而氣體具有良好的可壓縮性，因此冷卻劑系統(tǒng)超壓性能優(yōu)于輕水堆，安全設(shè)計準(zhǔn)則主要以堆芯屏障準(zhǔn)則為主。

近年來，隨著第四代核能系統(tǒng)的研究，國際核工業(yè)界提出了采用超臨界二氧化碳流體直接冷卻堆芯的布雷頓循環(huán)核動力系統(tǒng)，通過超臨界二氧化碳高密度的特性實現(xiàn)設(shè)備的小型化，此方面研究主要以韓國和美國為主。

韓 國 KAIST（Korea Advanced Institute of Science&Technology）研究團隊［6］提出了一個二氧化碳冷卻小型模塊式反應(yīng)堆（Micro Modular Reactor，MMR），選取外負(fù)荷喪失（Loss of External Load，LOEL）、冷卻劑裝量喪失事故（LOCA）、堆芯流量喪失事故（Loss of Forced Flow，LOFA）三個事故作為設(shè)計基準(zhǔn)事故。麻省理工學(xué)院（Massachusetts Institute of Technology，MIT）研究團隊［7］提出了一個大功率二氧化碳冷卻反應(yīng)堆概念，選取LOEL、LOCA和LOFA作為設(shè)計基準(zhǔn)事故對該系統(tǒng)的安全特性進行評估。KAISA及MIT在安全分析中采用的驗收準(zhǔn)則如表3所示，在上述假定事故下，該反應(yīng)堆滿足安全要求。

表3 二氧化碳反應(yīng)堆驗收準(zhǔn)則（KAIST和MIT）Table 3 Acceptance criteria for CO2cooled reactor（KAIST and MIT）

堆芯相關(guān)準(zhǔn)則與燃料形式及材料密切相關(guān)，除此之外，還需考慮二氧化碳冷卻反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料相關(guān)的溫度準(zhǔn)則，尤其是金屬材料，此方面要求在高溫堆中較為普遍，例如熔鹽堆［8］在設(shè)計中除了考慮了熔鹽溫度（避免熔鹽凝固或沸騰）、燃料球溫度之外，還考慮了和回路材料溫度安全限值，高溫氣冷堆采用了陶瓷/石墨等耐高溫材料作為反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)件。

國內(nèi)外針對輕水堆和氣冷堆工況篩選及驗收準(zhǔn)則制訂積累了豐富經(jīng)驗，同時國內(nèi)近年開展了新型反應(yīng)堆的研發(fā)工作，例如針對加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)［9］、針對固態(tài)釷基熔鹽堆［10］等均開展了始發(fā)事件選取的工作，為本文工作提出了參考。后文將通過調(diào)研國內(nèi)外相關(guān)的研究成果，基于現(xiàn)有工程及科研經(jīng)驗，針對直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆確定合理可行的事故工況清單和驗收準(zhǔn)則，為此類核動力系統(tǒng)的安全設(shè)計奠定基礎(chǔ)。

2 直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)失效模式

二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)采用布雷頓循環(huán)作為熱力循環(huán)，其工作過程包括等熵壓縮（壓縮機），等壓吸熱（反應(yīng)堆），等熵膨脹（氣輪機），及等壓冷卻（冷卻器）4個過程，通常還會設(shè)置至少一個回?zé)崞髟O(shè)備，以提高循環(huán)效率。壓縮機、回?zé)崞?、冷卻器以及氣輪機共同組成了能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)（Energy Conversion system，PCS），在二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆布雷頓循環(huán)中，由一條或多條PCS同反應(yīng)堆共同組成了一回路冷卻劑系統(tǒng)。圖1給出了本文研究的二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)概念圖，該核動力系統(tǒng)中采用簡單回?zé)岵祭最D循環(huán)帶走反應(yīng)堆熱量，壓縮機、氣輪機和發(fā)電機同軸，一回路冷卻劑系統(tǒng)為雙環(huán)路PCS布置方案。

在PCS中，由于兩臺換熱設(shè)備采用高可靠性印刷電路板式換熱器，暫不考慮換熱器自身的失效；PCS系統(tǒng)設(shè)置有渦輪機械，根據(jù)壓水堆及燃氣輪機工程經(jīng)驗，需考慮壓縮機卡軸/斷軸、氣輪機葉片斷裂等故障；PCS系統(tǒng)設(shè)置有多個閥門，需考慮閥門誤關(guān)閉等故障；冷卻器二次側(cè)采用輕水做熱阱，需要考慮冷卻水溫度或流量異常；對于高能管道，需要考慮管道破裂失效模式。

該核動力系統(tǒng)反應(yīng)堆采用控制棒進行反應(yīng)性控制，堆芯采用盒式棒束燃料組件，包殼材料為ODS MA956不銹鋼。在反應(yīng)堆中，可能出現(xiàn)控制棒驅(qū)動機構(gòu)異常導(dǎo)致的誤提棒、落棒、彈棒等失效模式，由于采用閉式燃料組件，還需要考慮燃料組件堵流事故。

圖1 二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)Fig.1 Nuclear power system sketch of CO2cooled direct cycle gas cooled reactor

3 工況分類及清單研究

事故工況的劃分需要針對核動力系統(tǒng)可能發(fā)生的事故及其序列進行綜合的評價，獲得始發(fā)事件清單，在此基礎(chǔ)上歸并得到確定論分析的設(shè)計基準(zhǔn)事故清單。

3.1 工況劃分

核反應(yīng)堆事故工況可以按事件發(fā)生頻率或事故過程中的顯著現(xiàn)象對其歸類劃分。

按照事故發(fā)生的頻率進行工況劃分需要對事故發(fā)生的可能和會造成的后果影響及可接受程度有充分的認(rèn)識。根據(jù)國內(nèi)相關(guān)法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)，依據(jù)壓水堆［11］，尤其是小型壓水堆［12］和氣冷堆［13］的要求，按始發(fā)事件頻率將二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)的事故工況劃分為4類：

1）工況II：預(yù)計運行事件，發(fā)生頻率大于10-2堆?年-1；

2）工況III：稀有事故，發(fā)生頻率在 10-4～10-2堆?年-1；

3）工況IV：極限事故，發(fā)生頻率在10-6～10-4堆?年-1；

4）工況V：超設(shè)計基準(zhǔn)事故，發(fā)生頻率小于10-6堆?年-1。

以上工況劃分方式最早來源于美國核安全當(dāng)局的標(biāo)準(zhǔn)［14］要求，并廣泛應(yīng)用于輕水堆、液態(tài)金屬冷卻堆和氣冷堆中，寫入了法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)。在福島事故發(fā)生后，以法國為首的歐洲核工業(yè)界提出了設(shè)計擴展工況的概念，替換了原標(biāo)準(zhǔn)中的超設(shè)計基準(zhǔn)事故，并要求在設(shè)計中需要采取專門的手段來應(yīng)對，以上要求影響了國際原子能組織（International Atomic Energy Agency，IAEA）乃至我國核電法規(guī)的制定。對于本文研究對象，屬于概念設(shè)計階段，暫沿用核工業(yè)成熟的工況劃分方式。

3.2 始發(fā)事件清單

始發(fā)事件篩選的常見的方法包括工程評價法、主邏輯圖（Master Logic Diagram，MLD）、參考其他反應(yīng)堆經(jīng)驗等，對于新型反應(yīng)堆，推薦采用主邏輯圖推導(dǎo)始發(fā)事件，并參考其他堆經(jīng)驗，得到直接循環(huán)二氧化碳冷卻堆的始發(fā)事件初步清單。

圖2 始發(fā)事件邏輯簡圖Fig.2 Logic diagram of initial events

本文首先采用MLD推導(dǎo)該系統(tǒng)在滿功率運行工況下的內(nèi)部始發(fā)事件，根據(jù)對目前設(shè)計方案的分析評價，以放射性釋放（主要由堆芯熔化導(dǎo)致）作為目標(biāo)建立始發(fā)事件MLD邏輯圖。此處“堆芯熔化”不僅包括堆芯物理參數(shù)超過相關(guān)限值、系統(tǒng)部件功能喪失引起的堆芯損傷，還包括由于設(shè)備、管道破口等造成的放射性泄露共分為5類：1）反應(yīng)性和功率異常；2）堆芯冷卻異常；3）氣輪機故障；4）冷卻器故障；5）破口直接導(dǎo)致的放射性物質(zhì)泄漏。

“反應(yīng)性及功率異?！敝赣捎诳刂瓢趄?qū)動機構(gòu)異常、非預(yù)期停堆失效、換料時燃料組件錯位等引起的反應(yīng)性和功率分布異常；“反應(yīng)堆排熱異?！狈譃槎研纠鋮s異常、氣輪機故障和冷卻器二次側(cè)故障三類，其中堆芯冷卻異常是指環(huán)路隔離閥誤關(guān)閉、堆芯燃料組件流體通道阻塞、以及壓縮機卡軸/斷軸等故障引起的堆芯冷卻劑流量喪失，而氣輪機故障和冷卻器故障則是根據(jù)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)的自身循環(huán)特點劃分的一類故障，氣輪機故障是指包括氣輪機進氣閥關(guān)閉、氣輪機葉片斷裂、甩負(fù)荷等氣輪機異常行為引起的堆芯排熱或流量異常事故，冷卻器故障是指冷卻器冷卻水溫度異常、冷卻器冷卻水流量喪失等冷卻器排熱減少等使系統(tǒng)喪失最終熱阱的事故；“破口直接導(dǎo)致的放射性物質(zhì)泄漏”則是冷卻劑壓力邊界破裂導(dǎo)致的放射性釋放事故。

本文參照壓水堆和氣冷堆的始發(fā)事件選取經(jīng)驗，根據(jù)二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)的系統(tǒng)特性，通過主邏輯圖演繹分析，最終得到一份適用于二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)安全分析的工況清單，具體見表4。其中工況II在表2中定義為瞬態(tài)，工況III和工況IV在表4中定義為事故。

表4 異常事件對比Table 4 Events comparison among different reactor

續(xù)表

4 驗收準(zhǔn)則選取

判定二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力反應(yīng)堆的確定論分析結(jié)果是否滿足安全要求，需要采用一套定量驗收準(zhǔn)則。

在前述章節(jié)中，對二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)的事件按照頻率劃分為4類事故，4類事故嚴(yán)重程度不同，驗收準(zhǔn)則也有所區(qū)別，即頻率高的后果輕，后果大的頻率低。反應(yīng)堆安全最終的準(zhǔn)則是放射性劑量，該準(zhǔn)則由國家法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定，依據(jù)GB6249-2011［17］，圖3給出了發(fā)生一次事故公眾個人受到的有效劑量和事故發(fā)生頻率的限制曲線。

圖3 公眾健康和安全的放射性劑量-頻率曲線Fig.3 Frequency-dose curve for public health and safety

對于放射性屏障準(zhǔn)則，基于核工業(yè)現(xiàn)有工程經(jīng)驗，參考MIT和KAIST采用的驗收準(zhǔn)則（表3），針對二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)主要從燃料和包殼的溫度，系統(tǒng)壓力和氣輪機的轉(zhuǎn)速，以及安全容器的溫度及承受壓力等提出定量的驗收準(zhǔn)則，具體描述如下：

1）第一個安全限值是燃料芯體最大溫度：燃料最大溫度不應(yīng)超過材料的熔點，該限值與燃耗密切相關(guān)。該核動力系統(tǒng)采用UO2作為燃料，參考Dostal［18］理論，瞬態(tài)工況安全限值為2 200 °C，事故工況下為2 260°C；

2）第二個安全限值是包殼最大溫度：雖然CO2化學(xué)特性不活躍，但在高溫下也會對材料發(fā)生腐蝕行為，該核動力系統(tǒng)采用高含鎳量的不銹鋼作為包殼材料。參考 MIT［7］和 KAIST［6］選擇的安全準(zhǔn)則，瞬態(tài)工況下安全限值為800°C，在III類和IV類事故工況下分別采用1 000°C和1 200°C作為安全限值；

3）第三個安全限值是壓力邊界：根據(jù)美國機械工程師協(xié)會（American Society of Mechanical Engineers，ASME）動力管道設(shè)計準(zhǔn)則［19］，參考相似運行壓力下的核電廠設(shè)計，提出如下的壓力限值：a）瞬態(tài)運行工況，最高壓力不超過設(shè)計壓力的110%；b）最高壓力不超過設(shè)計壓力的115%，時間不超過8 h；c）事故最高壓力不超過設(shè)計壓力的120%，時間不超過1 h；

4）第4個安全限值是最大流體溫度：管道材料在高溫下可能喪失韌性，容易發(fā)生脆性斷裂，假設(shè)流體和管道具有相同溫度，流體溫度不應(yīng)超過管道材料的脆性轉(zhuǎn)變溫度，在整個系統(tǒng)內(nèi)最高溫度發(fā)生在氣輪機入口管道，即氣輪機入口溫度不應(yīng)超過管道材料的脆性轉(zhuǎn)變溫度。該限值具體大小需依據(jù)管道材料和運行工況而定，參考KAIST研究提出675°C作為安全限值［6］；

5）第5個安全限值是氣輪機轉(zhuǎn)速：在高轉(zhuǎn)速下，氣輪機葉尖線速度上升，可能導(dǎo)致氣輪機葉片結(jié)構(gòu)解體，因此需要對氣輪機最大轉(zhuǎn)速提出安全限值，參考現(xiàn)有經(jīng)驗，采用設(shè)計轉(zhuǎn)速的120%；

6）第6個安全限值是壓縮機運行點：壓縮機運行在喘振等不穩(wěn)定工況區(qū)，可能導(dǎo)致管道網(wǎng)絡(luò)發(fā)生壓力震蕩，帶來設(shè)備損壞，因此在事故中應(yīng)避免壓縮機運行在不穩(wěn)定工況，該限值的具體大小需要依據(jù)設(shè)備的特性曲線而確定。

5 結(jié)語

本文參考壓水堆和氣冷堆等工程和科研經(jīng)驗，針對二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)初步提出了安全設(shè)計兩個基本要素：事故工況和驗收準(zhǔn)則，隨著研究深入，該項內(nèi)容還需進一步研究完善?；诒疚牡难芯拷Y(jié)果，可以開展二氧化碳冷卻直接循環(huán)氣冷堆核動力系統(tǒng)在各種事故場景下安全性的論證工作。