劉 展,戚展飛,王國(guó)棟,王偉偉,張國(guó)勝
(上海核工程研究設(shè)計(jì)院,上海 200233)
國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)將小型核電機(jī)組定義為電功率300 MW以下的機(jī)組,電功率在300~700 MW之間的機(jī)組則為中型核電機(jī)組[1]。國(guó)內(nèi)外研究院考慮反應(yīng)堆智能化、一體化或緊湊型、多范圍應(yīng)用等方面的需求,開(kāi)發(fā)了相適應(yīng)的小型核反應(yīng)堆,如:美國(guó)一體化堆NuScale[2],韓國(guó)一體化堆SMART[1, 3, 4],俄羅斯緊湊型堆KLT-40S[2, 5],阿根廷的一體化堆CAREM[4,8],法國(guó)的小型堆FLexblue[2],日本的一體化堆MRX[6-8],國(guó)家核電上海核工程研究設(shè)計(jì)院(以下簡(jiǎn)稱(chēng):上海院)緊湊型小型堆CAP200,中核集團(tuán)一體化堆ACP100[2]和中廣核集團(tuán)一體化堆ACPR-50S[9,10]。根據(jù)小型核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)特征和事故緩解特點(diǎn),各種型號(hào)配置各有差異的安全級(jí)專(zhuān)設(shè)系統(tǒng),以應(yīng)對(duì)瞬態(tài)和事故過(guò)程中反應(yīng)堆冷卻、水裝量補(bǔ)充及安全殼壓力控制[1-7]。CAP200小型堆盡量采用成熟的設(shè)計(jì)和設(shè)備,充分利用非能動(dòng)核電廠消化吸收再創(chuàng)新的成果和概率安全評(píng)價(jià)技術(shù)平衡核電廠設(shè)計(jì)的主要設(shè)計(jì)原則,確定了CAP200采用緊湊型布置方式(取消主管道)、截?cái)嘈腿剂辖M件(成熟性)以及非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)理念(安全性和簡(jiǎn)化設(shè)計(jì))。針對(duì)CAP200的非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施,篩選考驗(yàn)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的卡關(guān)事故,并開(kāi)展這些事故的論證,保證當(dāng)前配置的非能動(dòng)安全設(shè)施可有效緩解非喪失冷卻劑事故(Non-LOCA)、喪失冷卻劑事故(LOCA)以及安全殼壓力,保證緩解路徑的連續(xù)性和有效性,滿足CAP200緊湊型小堆的頂層安全要求。
小型核反應(yīng)堆的多元化用途(替代舊熱電機(jī)組、熱電聯(lián)供、城市供暖、海水淡化、工業(yè)用汽、海上平臺(tái)能源以及為破冰船提供動(dòng)力等)[10],讓世界各國(guó)充分地意識(shí)到“開(kāi)創(chuàng)核能利用新時(shí)代”的大好前景,美國(guó)、俄羅斯、法國(guó)、韓國(guó)、日本、阿根廷、中國(guó)等國(guó)都在積極投入大量人力物力,積極開(kāi)展小型堆的設(shè)計(jì)研發(fā)、市場(chǎng)推廣以及建設(shè),一方面占據(jù)市場(chǎng)和先發(fā)主動(dòng);另一方面綜合安全性、經(jīng)濟(jì)性和成熟性等因素提升科技創(chuàng)新含量和降低安全風(fēng)險(xiǎn)。表1給出主要國(guó)家的先進(jìn)小型反應(yīng)堆的類(lèi)型和用途[1-3,5-8,10]。
表1 先進(jìn)小型反應(yīng)堆的類(lèi)型和用途Table 1 Category and Usage of Advanced Small Reactors
國(guó)外小堆專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施設(shè)計(jì)時(shí)一般會(huì)充分利用小堆的特點(diǎn):①反應(yīng)堆功率小(堆芯余熱小以及放射性源項(xiàng)小);②采用一體化/緊湊式布置(取消主管道,消除大LOCA);③較大的主回路冷卻劑裝量(熱阱大);④自然循環(huán)能力較強(qiáng)(熱移出能力較強(qiáng));⑤充分采用非能動(dòng)安全技術(shù)(自然循環(huán)、重力和蓄壓安注等方式)。表2給出國(guó)內(nèi)外小型核反應(yīng)堆的主要專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施配置。
表2 小型反應(yīng)堆的主要專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施Table2 Main Engineered Safety Feature of Small Reactors
200 MW先進(jìn)非能動(dòng)緊湊型小堆(CAP200)是國(guó)家電力投資集團(tuán)有限公司上海核工程研究設(shè)計(jì)院(SNERDI/SPIC)研發(fā)設(shè)計(jì)的壓水堆系列產(chǎn)品之一。CAP200小堆充分吸收世界首臺(tái)AP1000型機(jī)組的經(jīng)驗(yàn)和CAP1400的研發(fā)成果,采用非能動(dòng)的安全技術(shù),用于緩解預(yù)期瞬態(tài)和事故。表3給出了CAP200緊湊型小堆的主要技術(shù)參數(shù)。
表3 CAP200主要技術(shù)參數(shù)Table 3 CAP200 Main Technical Parameters
CAP200小型反應(yīng)堆頂層要求采用成熟的設(shè)計(jì)和設(shè)備,充分利用非能動(dòng)核電廠消化吸收再創(chuàng)新的成果,確定布置方式采用緊湊型,且專(zhuān)設(shè)配置充分利用非能動(dòng)的安全設(shè)計(jì)理念。CAP200緊湊型小堆蒸汽發(fā)生器(SG)與反應(yīng)堆壓力容器直連,取消主管道,取消大破口,結(jié)合高壓低壓安注,取消大堆中常見(jiàn)的蓄壓安注;CAP200緊湊型小堆采用非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR),進(jìn)出口接嘴與SG腔室直接相連,實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯衰變熱的有效導(dǎo)出;CAP200緊湊型小堆采用安全殼外頂部淹沒(méi)水實(shí)現(xiàn)安全殼冷卻,有效緩解安全殼壓力響應(yīng)。
綜上,CAP200緊湊型小堆采用安全級(jí)的非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)配置,包括二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)安全注射系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng),即PRHR、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)、2級(jí)自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)、安全殼外水淹和最終補(bǔ)水箱(UCS)。圖1給出CAP200緊湊型小堆非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)。
圖1 CAP200小堆非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)Fig.1 CAP200 Small Reactor Passive Engineered Safety Feature
為了論證CAP200緊湊式小型堆非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施(非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng))設(shè)計(jì)的合理性和有效性,首先篩選考驗(yàn)非能動(dòng)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的卡關(guān)事故(詳見(jiàn)表4)。采用適合的系統(tǒng)程序(RELAP5/MOD3程序)和安全殼分析程序(GOTHIC 8.0程序),其中,系統(tǒng)程序RELAP5/MOD3基于標(biāo)準(zhǔn)的10CFR50附錄K保守模型進(jìn)行二次開(kāi)發(fā)及驗(yàn)證,GOTHIC程序廣泛用于安全殼壓力響應(yīng)分析,其關(guān)鍵冷凝模型已充分驗(yàn)證,并用于壓水堆或沸水堆的安全分析,同時(shí)考慮保守的初始條件(主要初始始條件假設(shè)包括功率取正偏差、平均溫度、壓力和水位根據(jù)具體事故敏感性保守選取、破口尺寸取最大值、專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施能力取最小能力等),開(kāi)展這些卡關(guān)事故的論證,保證當(dāng)前配置的非能動(dòng)安全設(shè)施可有效緩解非喪失冷卻劑事故(Non-LOCA)、喪失冷卻劑事故(LOCA)以及安全殼壓力,保證緩解路徑的連續(xù)性和有效性,滿足CAP200緊湊型小堆的頂層安全要求。
表4 卡關(guān)事故篩選Table 4 Identification of Limited Accident
DVI雙端斷裂和穩(wěn)壓器波動(dòng)管雙端斷裂事故過(guò)程中,由穩(wěn)壓器低壓力觸發(fā)反應(yīng)堆停堆,之后由穩(wěn)壓器低低壓力觸發(fā)堆芯補(bǔ)水箱補(bǔ)水,堆芯補(bǔ)水箱水位降低,進(jìn)而觸發(fā)ADS閥門(mén)降壓,最終由IRWST低壓安注實(shí)施堆芯補(bǔ)水冷卻,兩個(gè)事故期間燃料棒可得到較好地冷卻,未發(fā)生燃料棒升溫(見(jiàn)圖2和圖4);反應(yīng)堆堆芯坍塌水位維持在較穩(wěn)定的水平(見(jiàn)圖3和圖5),非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)可保證這兩類(lèi)事故下的反應(yīng)堆堆芯安全。
圖2 燃料棒平均溫度(DVI雙端斷裂)Fig.2 Fuel Rod Average Temperature(DVI Double Ended Break)
圖3 堆芯坍塌水位(DVI雙端斷裂)Fig.3 Core Collapsed Water level(DVI Double Ended Break)
圖4 燃料棒平均溫度(穩(wěn)壓器波動(dòng)管雙端斷裂)Fig.4 Fuel Rod Average Temperature(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)
圖5 堆芯坍塌水位(穩(wěn)壓器波動(dòng)管雙端斷裂)Fig.5 Core Collapsed Water level(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)
給水管道斷裂發(fā)生后,由SG窄量程低水位信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆,由SG寬量程低水位觸發(fā)PRHR動(dòng)作,事故初期,反應(yīng)堆堆芯衰變熱功率高于PRHR帶熱能力,且CMT注入進(jìn)一步降低了PRHR換熱能力;事故后期,PRHR熱移出能力與反應(yīng)堆堆芯衰變熱相匹配(見(jiàn)圖6),RCS溫度平穩(wěn)下降(見(jiàn)圖7),非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)可有效緩解此事故下的反應(yīng)堆堆芯安全。
圖6 PRHR環(huán)路RCS溫度(給水管道斷裂)Fig.6 RCS Temperature in PRHR Loop(Feedwater Pipeline Break)
穩(wěn)壓器波動(dòng)管斷裂后,由于破口的質(zhì)能釋放,出現(xiàn)安全殼的峰值壓力;噴放階段結(jié)束后,壓力明顯下降;由于安全殼穹頂壁面自然對(duì)流換熱能力有限,安全殼壓力開(kāi)始逐漸上升;直到破口產(chǎn)熱與安全殼頂部水池帶熱量匹配后(熱量最終通過(guò)池水升溫顯熱和蒸發(fā)/沸騰傳至大氣環(huán)境),形成第二個(gè)峰值(見(jiàn)圖8)。隨后安全殼壓力開(kāi)始下降,進(jìn)入長(zhǎng)期降壓階段,非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)可有效緩解此事故下的安全殼壓力。
圖7 PRHR帶熱量和歸一化堆芯功率(給水管道斷裂)Fig.7 PRHR Power and Normalized Core Power(Feedwater Pipeline Break)
圖8 安全殼壓力(穩(wěn)壓器波動(dòng)管雙端斷裂)Fig.8 Containment Pressure(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)
本文較為完整地梳理了國(guó)內(nèi)外小堆專(zhuān)設(shè)配置的情況,對(duì)其配置的專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施進(jìn)行了合理分析;結(jié)合CAP200緊湊型小堆的特征,提出了有效緩解Non-LOCA、LOCA和安全殼的措施,針對(duì)完整梳理的卡關(guān)事故,開(kāi)展了必要的定量評(píng)價(jià),確保CAP200緊湊型小堆的專(zhuān)設(shè)安全配置可保證反應(yīng)堆堆芯和安全殼的完整性。小堆開(kāi)展專(zhuān)設(shè)安全配置以下結(jié)論可供參考:
(1)充分利用小堆的功率小、衰變熱小和相對(duì)水裝量大等特點(diǎn),即事故進(jìn)程緩慢,來(lái)配置合適的專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)。
(2)小堆的專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)通常采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)來(lái)實(shí)現(xiàn),包括非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(主回路或二回路)、非能動(dòng)安注系統(tǒng)和自動(dòng)卸壓系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻(抑壓水池、壁面換熱器或安全殼水淹等)。此外,考慮采用能動(dòng)的專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)作為縱深防御的考慮。
(3)CAP200緊湊型小堆專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)配置后,結(jié)合其主系統(tǒng)配置特征,完整梳理挑戰(zhàn)專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)的卡關(guān)事故(表3所提供的篩選說(shuō)明可供參考),采用合適的程序,開(kāi)展合理的定量容量論證,確保專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施可有效保證反應(yīng)堆堆芯和安全殼的完整性。