邱志方　李峰　張卓華　喻娜　周科

【摘 要】模塊式小堆采用一體化的設計，其二次側采用OTSG技術。OTSG具有傳熱面積大、設備體積小、蒸汽品質(zhì)高的優(yōu)點，但是其二次側水裝量小，熱慣性差，當發(fā)生二次側喪失熱阱事故時，可能存在反應堆堆芯產(chǎn)生的能量不能被及時帶走，威脅反應堆的安全。本文選取最典型的二次側熱阱喪失事故進行研究分析，分析表明模塊式小堆的設計可以保障在二次側熱阱喪失事故情況下維持反應堆的安全性。

【關鍵詞】模塊式小堆；二次側熱阱喪失；事故分析

隨著全球核電的發(fā)展，越來越多的國家逐步關注小型核電站的開發(fā)和應用。IAEA也表示鼓勵和支持發(fā)展具有良好安全性和經(jīng)濟性的中小型核電站[1]。中國核動力研究設計院基于壓水堆的設計經(jīng)驗采用一體化化的設計思路，開展了模塊式小型堆的設計研究。

模塊式小堆采用直流式蒸汽發(fā)生器（OTSG）。OTSG具有傳熱面積大、設備體積小、蒸汽品質(zhì)高的優(yōu)點，但是其二次側水裝量小，熱慣性差，當發(fā)生二次側喪失熱阱事故時，可能存在反應堆堆芯產(chǎn)生的能量不能被及時帶走，導致冷卻劑溫度和壓力迅速升高，威脅反應堆的安全。因此有必要針對模塊式小堆的二次側熱阱喪失事故進行研究分析，論證模塊式小堆的安全性。

1 模塊式小堆簡介

中國核動力研究設計院研發(fā)的模塊式小型壓水堆采用屏蔽式主泵、直流蒸汽發(fā)生器等技術，設計中采用非能動的堆芯冷卻與余熱排出設計理念，形成非能動式一體化設計方案，如圖1所示，模塊式小堆的主要設計參數(shù)列于表1。

2 二次側熱阱喪失事故分析

模塊式小堆可能存在的二次側熱阱喪失類事故為外部負荷喪失事故、汽輪機事故停機事故、主蒸汽隔離閥誤關閉事故、非應急交流電源喪失事故、正常給水流量喪失事故、給水管道破裂事故等。其中非應急交流電源喪失事故最具有典型性和代表性，這是因為非應急交流電源喪失將導致二次側給水停運同時導致一次側反應堆冷卻劑泵停運，即二回路排熱減少與反應堆冷卻劑流量衰減同時發(fā)生，這進一步降低一回路冷卻劑排出堆芯釋熱的能力。本文將針對模塊式小堆的非應急交流電源喪失事故進行研究分析，論證模塊式小堆在二次側熱阱喪失事故情況下的安全性。

2.1 分析準則和方法

非應急交流電源喪失事故導致二次側熱阱喪失的同時反應堆冷卻劑流量衰減，進一步導致堆芯熱量導出能力降低，導致冷卻劑溫度與壓力升高，可能導致堆芯發(fā)生DNB，威脅反應堆的安全性。參考NB/T 20035-2011[2]，非應急交流電源喪失事故為II類工況，其事故分析準則為不發(fā)生DNB，事故過程中的DNBR必須高于限值（1.35），必須保證堆芯余熱長期排出。

采用RELAP5 [3]程序?qū)δK式小堆進行模擬分析。分析中從使事故后果最惡劣的角度進行考慮初始的反應堆功率、溫度、壓力的偏差取值，保守的中子學參數(shù)反饋系數(shù)，保守的衰變熱曲線等。事故過程中不考慮非安全級系統(tǒng)的緩解作用，如不考慮二次側的啟停給水系統(tǒng)，二次側旁排系統(tǒng)等。

2.2 分析結果

表2給出了非應急交流電源喪失事故短期研究的事件序列，圖2和圖3分別給出了事故過程中的壓力和DNBR隨時間變化的曲線。結合表2和圖2、圖3可知，當非應急交流電源喪失事故發(fā)生后，反應堆冷卻泵的流量快速衰減，由冷卻劑泵低轉(zhuǎn)速快速觸發(fā)停堆保護，同時由于二次側給水流量喪失，堆芯能量不能被及時導出，冷卻劑溫度和壓力快速升高，穩(wěn)壓器將開啟安全閥進行卸壓，事故過程中最小DNBR值為1.62，滿足安全分析限制準則。

表3給出了非應急交流電源喪失事故長期研究的事件序列，圖4和圖5分別給出了事故過程中冷卻劑平均溫度和非能動余熱排出系統(tǒng)（PRS）的排熱能力隨時間變化的曲線。結合表3和圖4、圖5可知，事故后由于反應堆壓力快速升高，非能動余熱排出系統(tǒng)將由穩(wěn)壓器壓力高1與緊急停堆信號符合信號觸發(fā)投入，帶走堆芯余熱。事故過程中將由反應堆入口溫度低導致CMT投入，CMT水箱中冷水投入將快速降低反應堆冷卻劑溫度，隨著衰變熱的持續(xù)釋放與前期PRS的排熱能力小于衰變熱，反應堆的壓力和溫度有一個先下降后上升而后再下降的過程，大約在10小時后PRS的排熱能力和堆芯衰變熱將達到平衡，持續(xù)帶走堆芯余熱，維持反應堆的安全。

3 結論

本文針對模塊式小堆二次側熱阱喪失事故進行分析研究，分析結論如下：

1）模塊式小堆在二次側熱阱喪失事故中非應急交流電源喪失事故最為惡劣與典型；

2）模塊式小堆的設計可以保證在二次側熱阱喪失事故維持反應堆的安全性。

【參考文獻】

[1]IAEA. Advances in SMR Technology development[R]. Vienna： IAEA， 2014.

[2]壓水堆核電廠工況分類 NB/T 20035-2011[S].

[3]REALP5/MOD3 code manual[R]. USA： Idaho national laboratory， 1995.

[責任編輯：楊玉潔]