中國示范快堆安全殼熱工設(shè)計參數(shù)分析及研究

李世銳，任麗霞，胡文軍

中國示范快堆安全殼熱工設(shè)計參數(shù)分析及研究

李世銳，任麗霞*，胡文軍

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

核電廠安全殼是防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道實體屏障，對緩解或降低嚴(yán)重事故的放射性后果起到關(guān)鍵作用。中國示范快堆的安全殼采用具有隔離功能和密封性功能等設(shè)計特點的廠房結(jié)構(gòu)，合適地確定其設(shè)計基準(zhǔn)是安全殼設(shè)計的首要問題。本文分析比較了世界鈉冷快堆在安全殼設(shè)計時的內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)，提出示范快堆安全殼的設(shè)計應(yīng)考慮假想堆芯解體事故（HCDA）及后續(xù)鈉泄漏對安全殼的溫度壓力載荷影響。結(jié)合示范快堆的設(shè)計，確定了HCDA下安全殼內(nèi)的事故情景。使用鈉火分析軟件對事故情景進(jìn)行了熱工計算，并對部分關(guān)鍵參數(shù)進(jìn)行了敏感性分析。通過分析計算，得到示范快堆安全殼的熱工設(shè)計參數(shù)。

安全殼；設(shè)計基準(zhǔn)；HCDA；熱工參數(shù)

安全殼是核電廠防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道包容實體屏障，對緩解或降低嚴(yán)重事故的放射性后果起到關(guān)鍵作用。安全殼整體熱工參數(shù)是安全殼設(shè)計的基礎(chǔ)，直接影響安全殼總體設(shè)計方案的確定，因此開展安全殼熱工設(shè)計研究是必需的。

本文通過調(diào)研世界鈉冷快堆安全殼設(shè)計考慮的內(nèi)部事故，并結(jié)合中國示范快堆實際設(shè)計情況，確定了示范快堆安全殼的內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)，并對設(shè)計基準(zhǔn)下安全殼內(nèi)的事故情景進(jìn)行了假設(shè)。使用鈉火計算程序?qū)Π踩珰?nèi)的事故情景進(jìn)行了計算，并對部分關(guān)鍵參數(shù)進(jìn)行了敏感性分析。通過分析計算，結(jié)合工程經(jīng)驗判斷，確定了示范快堆安全殼的熱工設(shè)計參數(shù)。

1　安全殼內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)

1.1　鈉冷快堆安全殼內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)研究

世界部分鈉冷快堆安全殼內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)見表1。鈉冷快堆在安全殼廠房設(shè)計中對于內(nèi)部事故的考慮主要可以分為三類：① 假想堆芯解體事故（HCDA）釋放機械能導(dǎo)致主容器邊界發(fā)生破口或泄漏后主容器內(nèi)的鈉與安全殼內(nèi)空氣反應(yīng)引起的鈉火事故。例如，印度原型快堆PFBR考慮堆芯解體事故（CDA）下釋放的機械能會導(dǎo)致主容器頂部旋塞等部件密封螺栓塑性延伸，一回路的鈉通過密封間隙噴射進(jìn)入安全殼中發(fā)生鈉火造成安全殼壓力溫度升高。韓國商用快堆KALIMER-600考慮HCDA下釋放的機械能沖擊反應(yīng)堆容器頂部封頭，造成封頭發(fā)生破口，之后覆蓋氣體逸出并且安全殼內(nèi)空氣進(jìn)入主容器，主容器內(nèi)的池火導(dǎo)致安全殼壓力溫度升高。② 鈉設(shè)備或管道直接泄漏導(dǎo)致的安全殼內(nèi)鈉火事故。例如，美國原型快堆CRBRP考慮充滿鈉的一回路儲鈉罐在維修期間發(fā)生泄漏，原本充滿惰性氣體的儲鈉罐房間與安全殼上部空間直接相通，鈉火導(dǎo)致安全殼溫度壓力升高。日本原型快堆MONJU考慮安全殼系統(tǒng)需能承受最大假想鈉泄漏引起的溫度壓力增長。③ 不考慮導(dǎo)致廠房內(nèi)壓力溫度明顯增長的事故，無實際意義的安全殼，廠房為工業(yè)級建筑。例如，日本商用快堆JSFR在設(shè)計上采取了特殊的措施消除了CDA下堆芯再臨界釋放大量機械能的可能性，比如其特殊的燃料組件設(shè)計可使得CDA下堆芯熔融的燃料重定位可以受控，限制堆芯正的鈉空泡效應(yīng)等。同時鈉管道全部使用雙層管阻止泄漏的鈉在廠房內(nèi)燃燒。俄羅斯BN600反應(yīng)堆未考慮CDA釋放機械能或鈉泄漏對廠房的影響。

表1　世界部分鈉冷快堆安全殼內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)

續(xù)表

名稱類型設(shè)計基準(zhǔn)設(shè)計壓力/kPa泄漏率/ （%DV/V/d） BN600示范/原型快堆方形的混凝土廠房結(jié)構(gòu)，為工業(yè)級建筑，用于生物屏蔽和防范外部事件 KALIMER600商用快堆假想堆芯解體事故（HCDA）下導(dǎo)致的安全殼內(nèi)鈉火事故[6]501 S-PRISM假想堆芯解體事故（HCDA）下導(dǎo)致的安全殼內(nèi)鈉火事故[7]351 JSFR設(shè)計上消除CDA重新臨界的可能，全部雙層管避免廠房內(nèi)鈉火事故[8]

通過調(diào)研，可以得到如下結(jié)論：①具有承壓設(shè)計要求的鈉冷快堆安全殼，鈉火事故是安全殼內(nèi)機械載荷的主要來源。鈉火事故可能是由HCDA下堆頂泄漏引起，也可能是管道或設(shè)備直接泄漏引起。②對于大部分池式鈉冷快堆，管路系統(tǒng)較為簡單，且考慮雙層壁設(shè)計，安全殼機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)通常是HCDA下鈉從堆頂泄漏的鈉火事故。對于大部分回路式鈉冷快堆，由于具有更為復(fù)雜的管道系統(tǒng)，管道泄漏的可能性更大，安全殼機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)通常是鈉管道或設(shè)備的直接泄漏引起的鈉火事故。

1.2　示范快堆安全殼內(nèi)部設(shè)計基準(zhǔn)分析

示范快堆為池式鈉冷快堆，針對安全殼中可能的鈉設(shè)備或管道泄漏，設(shè)計上安全殼內(nèi)的鈉管道全部為雙層管，同時反應(yīng)堆主容器外設(shè)置了保護(hù)容器，這種雙層設(shè)計理念消除了鈉設(shè)備或管道直接泄漏導(dǎo)致的安全殼內(nèi)鈉火事故的可能。

出于保守設(shè)計考慮，結(jié)合世界上大部分發(fā)展鈉冷快堆的國家在安全殼的設(shè)計上考慮了帶有機械能釋放的HCDA及后續(xù)鈉泄漏的溫度壓力載荷對安全殼的影響，示范快堆安全殼內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)選取定為HCDA。

示范快堆HCDA下安全殼內(nèi)的事故情景如圖1所示。HCDA下，主容器內(nèi)部溫度壓力短時間內(nèi)劇烈增長，用于密封堆頂旋塞間隙的錫鉍合金密封性難以保證，這些間隙可能受到破壞，一回路的鈉通過間隙a噴射進(jìn)入安全殼大廳（保守考慮，忽略堆頂防護(hù)罩的防護(hù)作用），在安全殼內(nèi)形成噴霧鈉火，此為安全殼大廳熱工計算的事故情景。未燃燒完的鈉在地面聚集形成鈉池，地面的高溫可能破壞防護(hù)罩底部與堆坑隔離的實體結(jié)構(gòu)，造成鈉通過破口b進(jìn)一步泄漏至堆坑，由于防護(hù)罩內(nèi)的鈉池為低壓環(huán)境，通過破口b不會造成噴射，泄漏的鈉在堆坑內(nèi)形成池式鈉火，此為安全殼堆坑熱工計算的事故情景。

圖1　示范快堆HCDA下安全殼內(nèi)的事故情景

2　程序模型

使用FEUMIX程序和BOX程序分別進(jìn)行安全殼大廳和堆坑事故情況下的熱工計算。

2.1　FEUMIX程序模型

FEUMIX程序是法國輻射和安全研究院（IRSN）在噴霧鈉火實驗基礎(chǔ)上開發(fā)研究的霧火計算程序。該程序用于計算壓力管道破口后鈉噴射形成噴霧后的事故后果，考慮了鈉噴射后的完整過程，包括鈉的點燃過程、燃燒發(fā)展過程以及熄滅過程。在快堆設(shè)施的尺寸范圍內(nèi)，程序提供了必要的數(shù)據(jù)評估建筑結(jié)構(gòu)的完整性[9]。

圖2　參數(shù)、R和 t 對鈉燃燒速率的影響示意圖

2.2　BOX程序模型

BOX程序是由俄羅斯物理和動力工程研究院（IPPE）開發(fā)和驗證的鈉冷快堆池式鈉火事故分析程序，該程序描述了鈉從快堆系統(tǒng)中溢出到房間地面或另外某些水平表面上時的池式燃燒，能夠?qū)Ψ块g氣體介質(zhì)的溫度壓力、建筑結(jié)構(gòu)的溫度、房間中鈉燃燒產(chǎn)生的氣溶膠濃度和氣溶膠排放量等重要參數(shù)進(jìn)行計算[10]。

程序采用的池式鈉火模型與SPOOL程序一致。SPOOL程序為中國原子能科學(xué)研究院基于BOX程序模型開發(fā)的池式鈉火分析程序，主要包括火災(zāi)房間計算模型、鈉燃燒反應(yīng)模型、熱傳遞模型和質(zhì)量傳遞模型等四個部分，具體見文獻(xiàn)［11］。

3　熱工參數(shù)計算分析

在安全殼大廳和堆坑熱工計算時，不考慮大廳和堆坑之間的連通，認(rèn)為大廳和堆坑為相對獨立的空間。另外，計算時假設(shè)大廳和堆坑正常通風(fēng)系統(tǒng)關(guān)閉。以上假設(shè)是保守的。

3.1　安全殼大廳計算

示范快堆在HCDA下的鈉泄漏量計算見文獻(xiàn)［12］。在單相流保守條件下1 s內(nèi)總鈉泄漏量為601.4 kg，在兩相條件下鈉泄漏量為單相泄漏量的86.7%，即521.4 kg。以單相流計算的鈉泄漏量601.4 kg為基準(zhǔn)，并在此基礎(chǔ)上進(jìn)行一定的不確定性考慮，注意到兩相條件下鈉泄漏量計算結(jié)果為單相計算結(jié)果的約85%，以泄漏量基準(zhǔn)值增加和減少15%并取整作為鈉泄漏量不確定性計算的上下限值。經(jīng)計算，上下限值分別為700 kg和500 kg，則不確定計算中鈉泄漏質(zhì)量取值分別為500 kg、601.4 kg和700 kg。另外鈉滴最大燃燒比率具有一定的不確定性，分別計算了50%、75%和100%下的情況。安全殼大廳計算的主要輸入?yún)?shù)如表2所示。

表2　安全殼大廳計算主要輸入?yún)?shù)

續(xù)表

參數(shù)單位數(shù)值 鈉溫度K1 073 鈉滴最大燃燒比率%50/75/100 鈉滴在空氣中的燃燒時間s0

不同鈉泄漏質(zhì)量和鈉滴最大燃燒比率下大廳最高壓力和溫度計算結(jié)果如表3所示?？梢钥吹剑c泄漏質(zhì)量不變，隨著鈉滴最大燃燒比率的增加，大廳最高壓力和最高溫度增加；鈉滴燃燒比率不變，隨著鈉泄漏質(zhì)量增加，大廳最高壓力和最高溫度增加。變化趨勢與預(yù)期相符。在鈉泄漏質(zhì)量700 kg，鈉滴最大燃燒比率100%情況下，大廳最高壓力和最高溫度最大，分別為107 323.3 Pa（表壓6.1 kPa）和337.5 K。

表3　不同鈉泄漏質(zhì)量和鈉滴最大燃燒比率下大廳最高壓力和溫度計算結(jié)果

3.2　安全殼堆坑計算

從堆頂防護(hù)罩底部泄漏進(jìn)入堆坑的鈉質(zhì)量同樣具有一定的不確定性，計算考慮了進(jìn)入堆坑形成的鈉池質(zhì)量分別為500 kg、601.4 kg和700 kg的情況。堆坑地面布置漏鈉接收抑制盤，可有效接收泄漏的鈉并使進(jìn)入盤內(nèi)的鈉與空氣隔絕。漏鈉接收抑制盤可使93%～97%的泄漏鈉不致燃燒[13]，計算時保守取值90%。鈉池的燃燒面積設(shè)計基準(zhǔn)取值4.5 m2，在此基礎(chǔ)上計算了2 m2和6 m2下的情況。安全殼堆坑計算主要輸入?yún)?shù)如表4所示。

表4　安全殼堆坑計算主要輸入?yún)?shù)

不同鈉池質(zhì)量和鈉池面積下堆坑最高壓力和溫度計算結(jié)果見表5。可以看到，鈉池質(zhì)量不變，在計算范圍內(nèi)隨著鈉池面積增加，堆坑最高壓力和最高溫度增加；鈉池面積不變，隨著鈉池質(zhì)量增加，堆坑最高壓力和最高溫度增加。在鈉池質(zhì)量為700 kg，鈉池面積為6 m2情況下，堆坑最高壓力和最高溫度最大，分別為113 943.6 Pa（表壓12.7 kPa）和371.4 K。

表5　不同鈉池質(zhì)量和鈉池面積下堆坑最高壓力和溫度計算結(jié)果

3.3　小結(jié)

在選取的計算條件下，反應(yīng)堆大廳最高壓力和最高溫度最大分別為107 323.3 Pa（表壓6.1 kPa）和337.5 K，堆坑最高壓力和最高溫度最大分別為113 943.6 Pa（表壓12.7 kPa）和371.4 K。根據(jù)計算結(jié)果，結(jié)合工程實際，并考慮后期安全殼密封性試驗的可行性，安全殼大廳的設(shè)計壓力建議為15 kPa（表壓），設(shè)計溫度343 K（70 ℃），安全殼堆坑的設(shè)計壓力建議為15 kPa（表壓），設(shè)計溫度373 K（100 ℃）。

4　結(jié)論

根據(jù)目前的設(shè)計，無可信的事故導(dǎo)致中國示范快堆安全殼承受較大的溫度和壓力載荷。出于保守考慮，并參考國外鈉冷快堆安全殼設(shè)計經(jīng)驗，提出示范快堆安全殼的內(nèi)部機械載荷設(shè)計基準(zhǔn)為HCDA，并對事故情景進(jìn)行了分析和敏感性計算。通過計算分析，得到示范快堆安全殼熱工設(shè)計參數(shù)，建議安全殼大廳設(shè)計壓力15 kPa（表壓），設(shè)計溫度343 K（70 ℃），安全殼堆坑的設(shè)計壓力建議為15 kPa（表壓），設(shè)計溫度373 K（100 ℃）。

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The Containment Thermal Parameters Design and Study on China Demonstration Fast Reactor

LI Shirui，REN Lixia*，HU Wenjun

（Department of Reactor Engineering and Technology Research，China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

The containment of nuclear power plant is the final physical barrier preventing the release of radioactive material. It plays a key role in mitigating the radioactive consequences during severe accidents. The containment of China demonstration fast reactor adopts a concept of concrete structure with the function of isolating and sealing. The first question of containment design is how to determine the design basis reasonably. This paper compares the inner mechanical load design basis of sodium cooled fast reactor containment in the world，and proposes that the pressure and temperature consequence of hypothetic core disrupture accident（HCDA）and subsequent sodium leakage to the containment should be considered. Combining the design of China demonstration fast reactor，the accident scenario in the containment is determined. Sodium fire analysis software is used for the calculation of the accident scenario，and sensitivity analysis is carried out for some key parameters. Based on the calculation and analysis，the thermal parameters of China demonstration fast reactor are determined.

Containment；Design basis；HCDA；Thermal parameter

TL48

A

0258-0918（2021）05-1023-06

2020-12-21

李世銳（1990—），男，安徽蚌埠人，助理研究員，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆安全方面研究

任麗霞，E-mail：lixia.ren@139.com