49-2泳池堆低溫供熱全廠斷電ATWS事故分析

岳芷廷，劉興民，郭春秋，鄒佳訊，尹 皓，張 焱

(中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究部，北京 102413)

核能供熱與傳統(tǒng)供熱方式相比，具有良好的安全性和經濟性，且是一種清潔能源，目前已有很多國家對核能供熱進行了大量研究[1]，如德國、俄羅斯、加拿大、瑞典、法國、中國等均建造了小功率核能供熱實驗堆[2]。

經過多年的運行和研究，近幾年，我國針對低溫供熱堆進行了設計和研發(fā)，其中包括清華大學設計的一體化核供熱堆[3]NHR-200、國家電力投資集團有限公司設計的HAP-200、中國核工業(yè)集團有限公司設計研發(fā)的池式低溫供熱堆DHR-400等。

為驗證池式低溫供熱堆的可行性及其供熱的能力，2017年4月，中國原子能科學研究院(簡稱原子能院)對院內現(xiàn)有的49-2泳池式反應堆(簡稱49-2泳池堆)開展了必要的供熱關鍵技術研究，經過7個月的時間，完成了49-2泳池堆用于供熱的相關安全分析、取證和適應性改進工作。2017年11月49-2泳池堆具備了為原子能院部分辦公樓提供核能供暖和演示驗證的能力，驗證了池式堆用于低溫供熱的可行性，同時，為池式低溫供熱堆的型號設計及研發(fā)提供了相應的技術支撐[4]。

本文針對49-2泳池堆用于低溫供熱的改進方案進行相關安全分析，以確保改進方案安全可行，即在低溫供熱工況下，49-2泳池堆仍具有其固有安全性。

1 方案設計

49-2泳池堆是一座用輕水作慢化劑和冷卻劑的研究型反應堆，該堆是由我國完全自主設計、建造、安裝、調試和運行的，其設計額定功率為3.5 MW，加強功率為5 MW[5]。49-2泳池堆于1965年3月實現(xiàn)大功率運行，距今已有55 a。

對49-2泳池堆進行低溫供熱改造，保留了原反應堆的二回路，以保證在非供熱周期時反應堆能正常運行。在原有二回路的主熱交換器供水母管和回水母管上分別開設了旁路，形成新的用于供熱的二回路，即隔離回路(由于低溫供熱系統(tǒng)中該二回路主要起隔離一回路和供熱回路的作用，因此稱此二回路為隔離回路)。

在隔離回路與供熱回路之間設置了供熱換熱器，從而可利用隔離回路介質加熱供熱回路中的熱網水，新增設的供熱系統(tǒng)在吸收了隔離回路的反應堆熱量后，將熱水通過廠區(qū)供熱管線供至原子能院內部分辦公樓實現(xiàn)冬季供熱，供熱回路流程圖如圖1所示[4]。

49-2泳池堆用于低溫供熱演示時的運行工況功率為800 kW，但由于供熱的需要，冷卻劑入口溫度由45 ℃(3 500 kW穩(wěn)態(tài)運行的最高溫度)提高到了58.3 ℃，將兩種不同工況下的運行參數(shù)的對比列于表1。

圖1 49-2泳池堆供熱回路流程圖Fig.1 Flow chart of 49-2 Pool Type Low Temperature Heating Reactor heating circuit

表1 不同工況下主要運行參數(shù)對比Table 1 Comparison of main operational parameters under different conditions

由表1可看出，核能供熱工況下，其堆功率降低很多，但一次水總流量相同，因此燃料元件包殼外表面的最高溫度相對低，但供熱工況下冷卻劑的平均溫度升高較大，可能給反應堆的安全運行帶來一定的影響，因此，需對49-2泳池堆的各種典型事故進行安全分析，以確保堆在低溫供熱工況下依然具有固有安全性[6]。

本文針對49-2泳池堆用于城市低溫供熱的工況，分析了后果最為嚴重的1個超設計基準事故：全廠斷電且未能緊急停堆(ATWS)事故，計算了該事故下一、二回路的熱工水力瞬態(tài)參數(shù)，分析該事故下堆芯建立自然循環(huán)的過程，從而驗證49-2泳池堆用于城市低溫供熱工況下的固有安全性，即驗證其供熱工況下的自然循環(huán)能力，同時，驗證了在供熱工況下49-2泳池堆的固有負反應性使反應堆達到安全狀態(tài)的能力。事故分析前，對供熱工況下的穩(wěn)態(tài)參數(shù)與實驗測得的運行參數(shù)進行對比，結果顯示相關參數(shù)存在較小的偏差，即所建模型合理。事故分析后，將計算結果與49-2泳池堆滿功率工況下全廠斷電ATWS事故結果進行對比，經分析本次計算結果合理可信。

2 系統(tǒng)建模

本文使用的事故分析程序為RELAP5程序，該程序幾乎涵蓋了輕水堆核電廠所有的熱工水力瞬變事故，如冷卻劑喪失事故、全廠斷電事故、給水喪失事故、失流事故以及各種事故疊加未能緊急停堆的預期瞬態(tài)事故等，目前已成為輕水堆核電廠熱工水力分析和安全分析的基礎。RELAP5程序已被用來分析各種工程實例，同時與多國實驗室的實驗數(shù)據(jù)進行驗證和對比，已充分證實了該程序計算的準確性和可靠性[7]。

采用RELAP5程序對49-2泳池堆用于低溫供熱的一、二回路主要系統(tǒng)進行節(jié)點劃分并建模，模型包括堆芯、熱管段、主熱交換器、冷管段、堆水池以及改造后的二回路主要系統(tǒng)，其節(jié)點圖如圖2所示。將堆水池劃分為堆芯和堆芯上方水池。堆芯上方水池又自下而上劃分為兩部分，并且水池上方與大氣相通。 冷卻劑由堆水池流經堆芯通道，匯集到下聯(lián)箱后經由熱管段、主泵，通過主熱交換器將熱量導出至二回路，再由冷管段流回至堆水池內。堆芯劃分為1個熱通道和4個平均通道，分別是堆芯中間的22盒組件分為兩個通道(節(jié)點圖中320、330)，堆芯外圍的22盒組件劃分兩個通道(節(jié)點圖中350、360)。圖中陰影部分表示為熱構件，其他標號分別表示如下： 100，游泳池上方大氣空間；200、210、220、230，堆水池；300，輻照孔道；310，旁通流道；320、330、350、360，堆芯平均通道；340，熱通道；400，下聯(lián)箱；410、420，熱管段；433、443，主泵；520、620，主熱交換器；640、650，冷管段；750，二次冷卻水入口；758，二次冷卻水出口。

圖2 49-2泳池堆節(jié)點圖Fig.2 Nodalization of 49-2 Pool Type Low Temperature Heating Reactor

3 全廠斷電ATWS事故分析

反應堆在功率運行工況下，發(fā)生全廠斷電事故，主泵開始惰轉，假設此時應急泵無法正常啟動，由于一、二回路強迫循環(huán)的喪失，導致堆芯流量迅速下降。同時，疊加了緊急停堆系統(tǒng)失效(即49-2泳池堆的安全棒及其控制棒均無法插入堆芯實現(xiàn)停堆功能)，隨著強迫循環(huán)的喪失，堆芯流量迅速下降，冷卻劑帶出的堆芯熱量開始減少，從而導致堆芯的燃料溫度及冷卻劑溫度開始顯著上升，由于49-2泳池堆在設計上具有的負溫度反應性反饋系數(shù)，因此，燃料和冷卻劑溫度的快速升高將會引入負反應性，從而使反應堆進入次臨界狀態(tài)；另一方面，由于49-2泳池堆喪失強迫循環(huán)，燃料組件流道內的冷卻劑被加熱，隨著堆芯內冷卻劑溫度的升高，所產生的向上的驅動壓頭逐漸增大，當向上的驅動壓頭大到能克服回路的阻力時，燃料組件內的冷卻劑便開始自下向上流動，使堆芯建立自然循環(huán)，最終將堆芯產生的熱量排出至堆芯上部的大氣熱阱[8]。

對于49-2泳池堆，要通過自然循環(huán)導出堆芯的衰變熱，必然要經歷堆芯冷卻劑流動方向的反轉，即發(fā)生流動逆轉。由于49-2泳池堆是一個游泳池式的反應堆，其整個堆芯浸泡在一個大的水池之中，因此無法細致區(qū)分堆芯內向上與向下的冷卻劑流動通道，為驗證堆芯冷卻劑在發(fā)生流動逆轉時，是否能在短時間內實現(xiàn)流動的反轉，本文通過 RELAP5/MOD3.2程序模擬回路中的堆水池、旁通流道、下聯(lián)箱以及堆芯燃料通道，并使之構成了閉合的回路。

3.1 初始條件及假設

初始條件及假設為：1) 事故發(fā)生前反應堆運行在低溫供熱工況下，功率為800 kW，冷卻劑流量為277.78 kg/s；2) 反應堆功率分布按堆芯實際功率分布；3) 堆水池水位取標高7.24 m，堆水池平均溫度為58.3 ℃，堆芯出口溫度為59.0 ℃；4) 兩路外電源同時失電，應急冷卻泵不動作；5) 冷卻劑的漏流量為10%；6) 失電后，兩臺主泵斷電，依靠慣性流量帶走堆芯釋熱，主泵的轉動慣量為2.8 kg·m2(失電后11 s主泵流量為0)；7)計算中僅考慮燃料和慢化劑的溫度反應性反饋效應，不考慮空泡效應。

根據(jù)上述初始條件，進行低溫供熱工況的穩(wěn)態(tài)計算，計算結果與低溫供熱實驗測得的相關參數(shù)進行對比，結果列于表2。

表2 供熱工況穩(wěn)態(tài)計算結果與實驗參數(shù)對比Table 2 Comparison between calculation results and experiment parameters under steady heating condition

根據(jù)供熱面積計算，需要的熱功率約800 kW，因此計算中堆功率為800 kW，而實際情況下，供熱實驗期間，49-2泳池堆實際運行功率最大值僅為350 kW，此時各辦公樓的室內溫度即達到了25 ℃，歸納原因如下：1) 3個回路的泵均有較大的發(fā)熱量，經核算，泵的總發(fā)熱量約為280 kW；2) 供熱堆與辦公樓最遠距離約100 m，供熱回路的熱損失非常小。

因此供熱實驗期間，49-2泳池堆實際運行功率僅為350 kW，而計算分析中堆功率為800 kW，即計算假設足夠保守。

3.2 驗收準則

驗收準則為：1) 反應堆處于次臨界狀態(tài)；2) 燃料元件包殼的最高溫度低于其熔化溫度650 ℃； 3) 燃料元件芯體的最高溫度低于其熔化溫度651 ℃。

3.3 計算結果分析

49-2泳池堆用于低溫供熱工況下，全廠斷電ATWS事故分析的計算結果如圖3所示。

在事故發(fā)生前，反應堆運行功率為800 kW，冷卻劑流量為277.78 kg/s。0 s時刻，主泵失去電源，開始惰轉，隨著強迫循環(huán)的喪失，堆芯導出的熱量減少，燃料及冷卻劑溫度將會迅速上升，約8.9 s燃料芯體溫度達到峰值溫度126.87 ℃，約11.6 s包殼表面溫度達到峰值溫度120.63 ℃。由于49-2泳池堆具有負溫度反應性反饋效應，因此堆芯燃料和冷卻劑溫度的升高會使反應堆引入負反應性[9]，從而導致反應堆堆功率迅速下降；隨著功率的不斷下降，燃料芯體和包殼的最高溫度又開始下降。

圖3 低溫供熱工況全廠斷電ATWS事故瞬態(tài)結果Fig.3 Transient results of SBO-ATWS accident under low temperature heating condition

圖4 滿功率工況全廠斷電ATWS計算結果Fig.4 SBO-ATWS calculation result under full power condition

主泵惰轉時間為11 s，即11 s時流經主泵的冷卻劑流量為0，由于建模時將堆芯平均通道劃分為4個通道，其中位于中心區(qū)域的22盒組件功率相對較高，因此，熱通道和中間區(qū)域的燃料及冷卻劑溫度均升高較快，隨著冷卻劑溫度的不斷升高，密度減小，從而產生了向上的浮升力，在事故后9.8 s即克服了回路阻力，實現(xiàn)了流動的反轉；而位于堆芯外圍的22盒組件功率相對較低，其驅動壓頭相對較小，無法克服回路阻力，因此其冷卻劑的流動與旁通流道的流動方向一致，始終為自上而下的流動。

最終堆芯通道320、330、340形成自下而上的流動，310、350、360通道形成自上而下的流動，即堆芯建立了穩(wěn)定的自然循環(huán)。

隨著堆功率的不斷降低和堆芯自然循環(huán)的逐漸建立，燃料芯體、包殼表面溫度和冷卻劑溫度均開始震蕩下降。

為確保上述計算結果的準確性，在上述49-2低溫供熱模型的基礎上，修改初始條件，計算了49-2泳池堆正常滿功率運行的全廠斷電ATWS事故，并與49-2游泳池反應堆(追溯性)安全分析報告的相關內容進行對比。

3.4 滿功率工況下全廠斷電ATWS事故結果

基本假設為：1) 事故發(fā)生前，反應堆運行在正常滿功率工況下，堆功率3 500 kW，冷卻劑流量為277.8 kg/s；2) 反應堆功率分布取堆芯的實際功率分布；3) 堆水池水位為7.24 m，水池內冷卻劑溫度為45.0 ℃，堆芯出口溫度為48.0 ℃；4) 兩路外電源同時失電，應急冷卻泵不動作；5) 冷卻劑的漏流量為10%；6) 失電后，兩臺主泵斷電，依靠慣性流量帶走堆芯釋熱，主泵的轉動慣量為2.8 kg·m2(失電后11 s主泵流量為0)；7) 計算中僅考慮多普勒和慢化劑的溫度反應性反饋效應(多普勒系數(shù)為-1.069×10-5Δk/k·℃，慢化劑溫度系數(shù)為-1.001 6×10-4Δk/k·℃)，不考慮空泡效應。

滿功率工況下，全廠斷電ATWS事故分析的計算結果曲線如圖4所示。

由計算結果可知，在斷電事故發(fā)生前，反應堆運行功率為3 500 kW，冷卻劑流量277.8 kg/s。0 s時刻，主泵失去電源，開始惰轉，隨著強迫循環(huán)的喪失，堆芯導出的熱量減少，燃料及冷卻劑溫度將會迅速上升，約3.6 s燃料芯體溫度達到峰值164.98 ℃，約9.7 s包殼表面溫度達到峰值140.31 ℃。由于燃料和冷卻劑溫度的上升而引入負反應性，使反應堆功率迅速下降，且處于次臨界狀態(tài)；隨著功率的迅速下降和自然循環(huán)的建立，燃料芯體和包殼的最高溫度呈震蕩下降的趨勢；由堆芯流量變化曲線可知，位于堆芯中心區(qū)域的22盒組件在事故后8.9 s即克服了回路阻力，實現(xiàn)了流動的反轉，建立起較穩(wěn)定的自然循環(huán)。

上述計算結果與49-2游泳池反應堆(追溯性)安全分析報告的計算結果符合得非常好，燃料芯體及包殼表面峰值溫度的相對偏差在10%以內，因此可說明本文所用的計算模型合理，計算結果可信。

3.5 計算結果對比

將49-2泳池堆在低溫供熱工況下，運行功率為800 kW的全廠斷電ATWS事故計算結果與正常運行工況下，功率為3 500 kW的全廠斷電ATWS事故計算結果進行比較，比較結果列于表3。

表3 計算結果對比Table 3 Comparison of calculation results

根據(jù)計算結果對比，得到如下結論。

1) 低溫供熱工況下的燃料芯體、包殼外壁以及冷卻劑的最高溫度均明顯低于正常運行工況下的事故結果。這主要是由于49-2泳池堆用于城市供熱期間的功率密度顯著低于其正常運行工況的，雖然城市供熱工況的冷卻劑溫度較高，但該工況下燃料元件在事故后的釋熱量相對較小。

2) 低溫供熱工況下，事故后實現(xiàn)流動逆轉的時間要晚一些，且建立自然循環(huán)后的冷卻劑流量相對較小。這主要是由于功率為800 kW的情況下，事故后堆芯的釋熱量相對較小，而且該工況下堆水池內的水溫約為58 ℃，溫度相對較高，因此堆芯通道內的冷卻劑由于堆芯衰變熱產生的驅動壓頭相對較小。所以實現(xiàn)流動逆轉的時間較晚，且循環(huán)流量較小。

因此，雖然49-2泳池堆用于城市低溫供熱工況下的冷卻劑溫度顯著高于其正常運行的冷卻劑溫度，但相較于49-2泳池堆正常運行工況下的全廠斷電ATWS事故，49-2泳池堆用于城市低溫供熱工況下的燃料芯塊和包殼表面峰值溫度均相對低得多。

4 結論

計算分析了49-2泳池堆用于城市低溫供熱時，發(fā)生全廠斷電事故且未能緊急停堆，根據(jù)計算結果得到如下結論：

1) 49-2泳池堆具有很好的負溫度反饋效應，事故后由于燃料和冷卻劑溫度升高，從而引入一定的負反應性，可使反應堆處于次臨界狀態(tài)；

2) 事故后，堆芯可在很短的時間內建立穩(wěn)定的自然循環(huán)，帶出堆芯熱量，即能通過自然循環(huán)方式將堆芯熱量排出至堆芯上部大氣熱阱；

3) 事故后燃料元件表面峰值溫度和燃料元件芯塊最高溫度分別為120.63 ℃和126.87 ℃，均遠低于其相應的限值溫度；

4) 相較于49-2泳池堆正常運行工況下的全廠斷電ATWS事故，49-2泳池堆用于城市供熱工況下的燃料芯塊和包殼表面的峰值溫度均相對低得多；

5) 49-2泳池堆用于城市低溫供熱具有顯著的固有安全性。