DHR-200池式低溫供熱堆SBO-ATWS事故及自然循環(huán)能力分析

岳芷廷，劉興民，郭春秋，鄒佳訊，李楊柳

(中國(guó)原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部，北京 102413)

核能供熱具有良好的安全性和經(jīng)濟(jì)性，且是一種相對(duì)清潔的能源，目前已有很多國(guó)家建造了小功率核能供熱實(shí)驗(yàn)堆[1]，對(duì)核能供熱進(jìn)行深入研究[2]，如德國(guó)、俄羅斯、加拿大、瑞典、法國(guó)、中國(guó)等。經(jīng)過(guò)多年運(yùn)行和研究，我國(guó)針對(duì)低溫供熱堆進(jìn)行了自主設(shè)計(jì)和研發(fā)，其中包括清華大學(xué)設(shè)計(jì)的一體化核供熱堆[3]NHR-200、國(guó)家電力投資集團(tuán)設(shè)計(jì)的HAP-200、中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)有限公司設(shè)計(jì)研發(fā)的“燕龍”系列池式低溫供熱堆等。本文針對(duì)中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)有限公司設(shè)計(jì)研發(fā)的“燕龍”池式低溫供熱堆系列中的一個(gè)型號(hào)DHR-200池式低溫供熱堆(簡(jiǎn)稱DHR-200池式堆)進(jìn)行相關(guān)安全分析，以驗(yàn)證DHR-200池式堆的固有安全性。

1 DHR-200池式堆簡(jiǎn)介

DHR-200是用輕水慢化和冷卻的池式低溫供熱堆，其設(shè)計(jì)額定功率為200 MW，將堆芯放置在一個(gè)常壓的深水池底部，利用水層的靜壓來(lái)提高堆芯冷卻劑的出口溫度，再通過(guò)一、二回路的兩級(jí)換熱將反應(yīng)堆產(chǎn)生的熱量傳遞至供熱回路，其流程圖如圖1所示。

1.1 反應(yīng)堆總體熱工參數(shù)

DHR-200池式堆的主要設(shè)計(jì)參數(shù)列于表1。

圖1 DHR-200池式堆流程圖Fig.1 Flowchart of DHR-200

表1 DHR-200主要設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Major operational parameter of DHR-200

1.2 反應(yīng)堆池內(nèi)構(gòu)件及冷卻劑流程

DHR-200池式堆池內(nèi)構(gòu)件主要包括：堆水池、堆芯構(gòu)件、衰減筒、自然循環(huán)瓣閥、射流管等。DHR-200池式堆示意圖如圖2所示。

堆芯放置在堆水池底部的中心位置，池水由支撐底座側(cè)壁開孔被吸入至堆芯下部，自下而上流經(jīng)堆芯，被加熱后的冷卻劑沿堆芯構(gòu)件及衰減筒上升，經(jīng)堆水池出口管流至池外一次泵房，再流經(jīng)換熱器一次側(cè)，冷卻后的冷卻劑由一回路回水管進(jìn)入堆水池。

圖2 DHR-200池式堆示意圖Fig.2 Scheme of DHR-200

1.3 DHR-200設(shè)計(jì)特點(diǎn)

DHR-200池式堆在下吊籃的兩側(cè)對(duì)稱布置了兩個(gè)自然循環(huán)瓣閥，在反應(yīng)堆正常運(yùn)行的情況下，該自然循環(huán)瓣閥在內(nèi)外壓差的作用下及射流管的射流沖擊下，始終呈關(guān)閉狀態(tài)；當(dāng)發(fā)生任何觸發(fā)主泵停轉(zhuǎn)的事故時(shí)，射流沖擊便會(huì)停止，且閥門內(nèi)外壓差消失，自然循環(huán)瓣閥在閥門自身配重塊的重力作用下，會(huì)使閥門開啟，從而實(shí)現(xiàn)池水對(duì)堆芯的自然循環(huán)冷卻。

2 未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)分析

在發(fā)生某些預(yù)計(jì)運(yùn)行事件或設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故情況下，當(dāng)達(dá)到規(guī)定的閾值時(shí)，保護(hù)系統(tǒng)應(yīng)緊急停堆，此時(shí)假設(shè)安全棒全部卡住，無(wú)法下落實(shí)現(xiàn)停堆功能，而又不考慮其他的停堆方式，即是未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)。參考?jí)核寻踩治鰣?bào)告中ATWS事故分析的經(jīng)驗(yàn)，同時(shí)結(jié)合池式堆的自身特點(diǎn)，歸納了3種可能發(fā)生ATWS事故：1)熱阱喪失ATWS；2)失控提棒ATWS；3)全廠斷電疊加緊急停堆系統(tǒng)失效(SBO-ATWS)[4]。

首先，對(duì)上述可能發(fā)生的3個(gè)未能緊急停堆預(yù)期瞬態(tài)的事故過(guò)程進(jìn)行定性分析。

1) 熱阱喪失ATWS事故：二回路熱阱喪失后，主回路流入堆水池冷卻劑溫度迅速升高，觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，發(fā)生ATWS，即停堆系統(tǒng)失效[5]。由于主泵仍有效，且堆水池容量很大，所以堆芯入口冷卻劑溫度升高會(huì)有很長(zhǎng)時(shí)間的延時(shí)，因此事故后有較長(zhǎng)的時(shí)間留給操作員，可實(shí)施手動(dòng)停堆，或主動(dòng)緩慢降低主泵流量，從而引入負(fù)反應(yīng)性等。

2) 失控提棒ATWS事故：發(fā)生控制棒意外提升時(shí)，堆芯將引入正反應(yīng)性導(dǎo)致功率增長(zhǎng)及堆芯出口冷卻劑溫度上升，為限制事故后果，DHR-200池式堆設(shè)計(jì)有短周期保護(hù)、堆芯出口溫度過(guò)高保護(hù)和超功率保護(hù)等信號(hào)觸發(fā)停堆，但發(fā)生ATWS事故，即兩套停堆系統(tǒng)均失效，不能實(shí)現(xiàn)停堆。此時(shí)主泵仍有效，雖然停堆失效，但控制棒已不再繼續(xù)提升，因此反應(yīng)堆會(huì)在相對(duì)較小的功率偏移情形下偏功率運(yùn)行；由于二回路輸熱能力不變，冷卻劑溫度不斷升高，引入負(fù)反應(yīng)性，使堆功率會(huì)有所降低，因此事故后也有較長(zhǎng)的時(shí)間留給操作員，可實(shí)施手動(dòng)停堆，或主動(dòng)緩慢降低主泵流量，從而引入負(fù)反應(yīng)性等。

3) SBO-ATWS事故：反應(yīng)堆在額定功率運(yùn)行時(shí)，發(fā)生SBO事故，反應(yīng)堆一、二回路所有泵同時(shí)失電停運(yùn)[5]。主泵斷電信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，但發(fā)生ATWS，即停堆失效，不能實(shí)現(xiàn)停堆。事故初期僅靠主泵惰轉(zhuǎn)帶出堆芯熱量，流量迅速下降，冷卻劑溫度升高，產(chǎn)生大量氣泡，引入負(fù)反應(yīng)性，堆功率急劇下降；隨著功率的下降，燃料溫度迅速降低，從而又引入正反應(yīng)性，功率開始上升；在燃料和冷卻劑的溫度反應(yīng)性反饋?zhàn)饔孟?，功率震蕩著逐漸減小。

根據(jù)上述定性分析，可得知，對(duì)于DHR-200池式堆，熱阱喪失ATWS和失控提棒ATWS事故后主泵均可用，因此事故后的參數(shù)變化均相對(duì)緩慢，其結(jié)果也相對(duì)更為安全。SBO-ATWS事故發(fā)生后，反應(yīng)堆完全依靠其固有安全性來(lái)緩解事故后果，是最為危險(xiǎn)和嚴(yán)重的。基于上述分析和考慮，本文將針對(duì)DHR-200池式堆的SBO-ATWS事故進(jìn)行詳細(xì)的計(jì)算和分析。

3 系統(tǒng)建模

本文使用的事故分析程序?yàn)镽ELAP5程序，目前該程序已成為輕水堆核電廠熱工水力分析和安全分析的基礎(chǔ)[6]。

采用RELAP5程序來(lái)對(duì)DHR-200池式堆進(jìn)行建模，模型主要包括堆水池、堆芯、衰變箱、主泵、換熱器、自然循環(huán)瓣閥及相關(guān)管道等，系統(tǒng)分析模型節(jié)點(diǎn)劃分如圖3所示。

圖3 DHR-200池式堆模型節(jié)點(diǎn)圖Fig.3 System nodalization of DHR-200

將堆水池自下而上劃分為3部分，且堆水池上方與大氣相通。冷卻劑由堆芯下部底座自下而上流經(jīng)堆芯，匯集到下吊籃后，經(jīng)由熱管段、衰變箱、主泵，再流經(jīng)主熱交換器將熱量導(dǎo)出至二回路，最終由冷管段流回至堆水池內(nèi)。圖中的陰影部分表示熱構(gòu)件，其他標(biāo)號(hào)分別表示如下：100，泳池堆上方氣空間；102、104、106，堆水池；108，底座；110，旁通流道；112，堆芯平均通道；114，下吊籃；115，自然循環(huán)瓣閥；116，上吊籃；118，熱管段；120，衰變箱；130，主泵；140、150，主熱交換器一次側(cè)；152，冷管段；200，二次冷卻水入口；240、250，主熱交換器二次側(cè)；300，二次冷卻水出口。

4 SBO-ATWS事故計(jì)算和分析

反應(yīng)堆在額定功率運(yùn)行時(shí)，同時(shí)喪失廠內(nèi)和廠外電源，反應(yīng)堆一、二回路所有泵同時(shí)失電停運(yùn)。主泵斷電信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，但發(fā)生ATWS事故，即停堆系統(tǒng)失效，不能實(shí)現(xiàn)停堆。事故初期，主泵墮轉(zhuǎn)，堆芯流量下降，堆芯冷卻劑溫度迅速升高，產(chǎn)生大量氣泡；由于DHR-200池式堆具有負(fù)的溫度反應(yīng)性反饋系數(shù)(冷卻劑溫度升高，密度減小，從而引入負(fù)反應(yīng)性)，因此堆功率急劇下降；隨著功率的下降，燃料溫度迅速降低，引入正反應(yīng)性，功率開始上升；在燃料和冷卻劑的溫度反應(yīng)性反饋?zhàn)饔孟?，功率震蕩著逐漸減小。

4.1 始發(fā)事件和功能假設(shè)

SBO-ATWS事故計(jì)算分析采用的始發(fā)事件和基本假設(shè)為：1) 初始運(yùn)行于額定滿功率工況200 MW，功率分布取壽期末的功率分布；2) 堆芯入口流量取設(shè)計(jì)值；3) 堆芯入口溫度選取設(shè)計(jì)值68 ℃；4) 慢化劑溫度系數(shù)和多普勒溫度系數(shù)取壽期內(nèi)絕對(duì)值最小的負(fù)值；5) 事故后24 h內(nèi)，無(wú)輔助給水投入，無(wú)硼水注入；6) 事故后24 h內(nèi)，不考慮非能動(dòng)池水冷卻系統(tǒng)的冷卻功能；7) 0 s時(shí)發(fā)生喪失外電源ATWS，二回路流量立即終止；8) 一回路主泵靠飛輪惰轉(zhuǎn)(斷電后15 s主回路冷卻劑流量減半，斷電后50 s主泵流量為0)；9) 主泵斷電后30 s自然循環(huán)瓣閥開啟。

4.2 頻率和限制準(zhǔn)則

SBO-ATWS事故為設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況，屬于工況Ⅳ事件。此類事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則為燃料包殼最高溫度小于1 204 ℃。

4.3 計(jì)算結(jié)果

圖4示出了事故后24 h內(nèi)主要參數(shù)隨時(shí)間的變化。

為更清楚展示事故初期各參數(shù)的劇烈變化，圖5示出了事故后150 s內(nèi)主要參數(shù)隨時(shí)間的變化。

4.4 事件序列

表2列出了SBO-ATWS事故時(shí)間序列。

4.5 計(jì)算結(jié)果分析

對(duì)于SBO-ATWS事故，計(jì)算了事故后24 h的瞬態(tài)過(guò)程。

對(duì)計(jì)算結(jié)果的分析主要基于DHR-200池式堆具有負(fù)的溫度反應(yīng)性反饋系數(shù)，即隨著燃料和冷卻劑溫度的升高，會(huì)引入負(fù)反應(yīng)性[7]；而當(dāng)燃料和冷卻劑溫度降低，便會(huì)引入正反應(yīng)性。

0 s時(shí)刻發(fā)生SBO事故，主泵開始?jí)欈D(zhuǎn)，一回路冷卻劑流量迅速降低，疊加ATWS，導(dǎo)致堆芯冷卻劑溫度迅速上升，甚至產(chǎn)生大量氣泡，從而引入負(fù)反應(yīng)性，使堆功率急劇下降(圖5a)；隨著堆功率的急劇下降，燃料芯體溫度迅速降低，從而又引入正反應(yīng)性(圖5b)，使堆功率開始上升；隨著堆功率上升，冷卻劑流量卻仍持續(xù)下降，堆芯冷卻劑溫度繼續(xù)升高并產(chǎn)生氣泡(圖5c)，從而再次引入負(fù)反應(yīng)性，使堆功率下降；因此，在燃料和冷卻劑的溫度反應(yīng)性反饋?zhàn)饔孟?，堆功率震蕩著逐漸減小，約在事故后10 070 s，實(shí)現(xiàn)熱停堆，即此時(shí)衰變功率占總功率的99.99%以上[4]。

圖4 SBO-ATWS事故主要參數(shù)隨時(shí)間的變化(24 h)Fig.4 Main parameters vs. time of SBO-ATWS accident (24 hours)

圖5 SBO-ATWS事故主要參數(shù)隨時(shí)間的變化(150 s)Fig.5 Main parameters vs. time of SBO-ATWS accident (150 seconds)

事故后30 s，自然循環(huán)瓣閥開啟，由于此時(shí)瓣閥內(nèi)外壓差較大，堆功率較大且震蕩劇烈，因此流經(jīng)自然循環(huán)瓣閥的流量較大且振動(dòng)較頻繁(圖5d)。

表2 SBO-ATWS事故時(shí)間序列Table 2 Time sequence of SBO-ATWS accident

由圖5e可知，燃料芯體最高溫度隨著功率震蕩下降而呈下降趨勢(shì)。

由圖5f可知，事故中最危險(xiǎn)的時(shí)刻，體現(xiàn)在燃料包殼表面溫度最高的時(shí)刻，發(fā)生在事故后27.4 s，雖然此時(shí)功率在震蕩下降，但該時(shí)刻自然循環(huán)瓣閥尚未開啟，僅依靠主泵墮轉(zhuǎn)流量帶出堆芯熱量，此時(shí)堆芯冷卻不充分，冷卻劑間歇性沸騰產(chǎn)生氣泡，在冷卻劑流量與功率匹配最不當(dāng)?shù)臅r(shí)刻，燃料包殼外表面出現(xiàn)峰值，該峰值溫度為613.96 ℃。

結(jié)果表明，SBO-ATWS事故后，燃料包殼的最高溫度為613.96 ℃，不會(huì)導(dǎo)致燃料元件燒毀，滿足安全限值的要求。

5 結(jié)論

綜合上述計(jì)算結(jié)果和事故分析，針對(duì)DHR-200池式堆，可得到如下結(jié)論：

1) 對(duì)于DHR-200池式堆，其有可能發(fā)生的ATWS有熱阱喪失ATWS、失控提棒ATWS和SBO-ATWS，其中SBO-ATWS事故后果參數(shù)變化最為劇烈，且事故后果也相對(duì)最為嚴(yán)重；

2) DHR-200池式堆發(fā)生SBO-ATWS事故時(shí)，在無(wú)人干預(yù)的情況下，可完全依賴負(fù)的溫度反應(yīng)性反饋系數(shù)，使反應(yīng)堆功率震蕩下降，并最終實(shí)現(xiàn)熱停堆；

3) 事故后自然循環(huán)瓣閥可通過(guò)非能動(dòng)的方式開啟，使堆芯冷卻劑與堆水池內(nèi)冷卻水之間建立穩(wěn)定的自然循環(huán)，從而將堆芯衰變熱導(dǎo)出至堆水池內(nèi)；

4) SBO-ATWS事故后，其包殼最高溫度為613.96 ℃，滿足安全限值要求的燃料包殼最高溫度小于1 204 ℃；

5) 驗(yàn)證了DHR-200池式堆用于低溫供熱的固有安全性。