邱志方 馮楚然 方紅宇 杜政瑀

（1.中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院<核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室>，四川 成都 610213；2.中國(guó)核電工程有限公司，中國(guó) 北京 100840）

【關(guān)鍵字】模塊式小堆；DEC-A；安全性

0 引言

福島事故后，多個(gè)國(guó)家和組織開始建立新的核安全目標(biāo)和核安全要求，一個(gè)重要的變化就是設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況（Design Extension Condition，DEC）概念的應(yīng)用，將一部分超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故納入設(shè)計(jì)考慮范圍，以提高核電廠事故應(yīng)對(duì)能力[1-3]。

2016 年11 月， 國(guó)家核安全局發(fā)布了新版HAF102—2016《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》[4]。 HAF102—2016 在“5.1.1 核動(dòng)力廠狀態(tài)分類”中，引入了“設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況”的概念，并在“5.1.9 設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況”中，對(duì)于設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的清單確定、分析論證、應(yīng)對(duì)措施設(shè)計(jì)以及最終安全目標(biāo)等方面均提出了明確要求。HAF102—2016 中要求“必須在工程判斷、確定論和概率論評(píng)價(jià)的基礎(chǔ)上得出一套設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況，目的是增強(qiáng)核動(dòng)力廠應(yīng)對(duì)比設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故更嚴(yán)重的或包含多重故障的事故的承受能力，避免不可接受的放射性后果，以進(jìn)一步改進(jìn)核動(dòng)力廠的安全性。

目前，國(guó)際上關(guān)于模塊式小堆的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況研究較少，本文遵照HAF102—106 的要求，對(duì)我國(guó)自主設(shè)計(jì)的模塊式小堆（ACP100）開展設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的研究，重點(diǎn)針對(duì)堆芯未損傷設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況（DEC-A）開展研究， 提出適用于模塊式小堆的DEC-A 清單選取和分析方法， 確定模塊式小堆具有應(yīng)對(duì)DEC-A 工況的能力。

1 模塊式小堆簡(jiǎn)介

模塊式小堆采用一體化反應(yīng)堆與非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)相結(jié)合的設(shè)計(jì)，如圖1 所示，非能動(dòng)專設(shè)安全系統(tǒng)主要包括非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼空氣冷卻系統(tǒng)等。

2 設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況DE C- A 的定義

核電廠工況分類與縱深防御層次的劃分有著密切的關(guān)聯(lián)，不同的工況對(duì)應(yīng)著不同的安全要求，不同的縱深防御層次對(duì)應(yīng)著不同的防御目的及響應(yīng)措施等，如表1 所示，DEC-A 工況為超出設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故考慮范圍的事故工況，但其事故后果不會(huì)造成堆芯明顯損傷的工況。

圖1 模塊式小堆示意圖

表1 核電廠狀態(tài)

3 模塊式小堆的DE C- A 工況選取方法

3.1 IAEA 對(duì)于DEC-A 工況的考慮

IAEA（國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)）認(rèn)為應(yīng)該充分考慮確定論、概率論以及工程判斷的方法對(duì)DEC-A 進(jìn)行選取，且至少考慮以下3 種類型的工況[5]：

極不可能的事件，造成的情況超出了應(yīng)對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的安全系統(tǒng)的能力；

用于緩解假想始發(fā)事件的安全系統(tǒng)多重失效；

引起在正常運(yùn)行狀態(tài)下執(zhí)行基本安全功能的安全系統(tǒng)故障的多重故障。

IAEA 基于輕水堆的大量運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)， 以及各成員國(guó)長(zhǎng)期研究成果和大量風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)研究， 提出典型的DEC-A 清單包括：

（1）未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬變（ATWS）；

（2）全廠斷電（SBO）；

（3）余熱排出模式下的喪失堆芯冷卻；

（4）乏燃料水池冷卻和裝量喪失；

（5）最終熱阱喪失。

3.2 模塊式小堆的DEC-A 工況選取

遵照HAF102-2016 明確提出的 “必須在工程判斷、確定論和概率論評(píng)價(jià)的基礎(chǔ)上得出一套設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況” 要求， 參考IAEA 對(duì)于DEC-A 選取的總體思路，開展模塊式小堆的DEC-A 工況選取研究。模塊式小堆的DEC-A 選取方法如圖2 所示，主要方法如下：考慮PSA 方法和模型來識(shí)別和確定極不可能事件和多重失效事件，且考慮確定論和工程判斷，綜合獲得DEC-A 工況。 如果某多重故障序列導(dǎo)致的堆芯熔化風(fēng)險(xiǎn)足夠高，以至于如果不采取應(yīng)對(duì)措施的堆芯熔化風(fēng)險(xiǎn)就是不可接受的，那么就應(yīng)當(dāng)將該多重故障序列定義為DEC-A 序列， 并論證可以采取相應(yīng)措施應(yīng)對(duì)該DEC-A 序列，避免發(fā)生堆芯熔化。

圖2 DEC-A 工況選取方法

DEC-A 分析目的是為了提高核電廠安全水平，降低發(fā)生堆芯損壞（CD）的可能性，因此，DEC-A 頻率截?cái)嘀档倪x取與電廠的安全目標(biāo)直接相關(guān)。考慮模塊式小堆的總CDF 目標(biāo)為小于1.0×10-6/堆年，以及始發(fā)事件數(shù)量疊加系統(tǒng)失效可能的序列數(shù)量，DEC-A 概率截?cái)嘀殿l率選取為1.0×10-8/堆年， 即DEC-A 篩選考慮大于1.0×10-8/堆年的事件序列。

根據(jù)模塊式小堆內(nèi)部事件一級(jí)PSA 的研究基礎(chǔ)，DEC-A 清單確定的主要步驟為：

（1）根據(jù)內(nèi)部事件一級(jí)PSA 模型，分析發(fā)生不同始發(fā)事件發(fā)生后各安全措施（既包含用于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況的專設(shè)安全措施，也包含非專設(shè)）對(duì)于事故發(fā)展和CDF 頻率的影響。

（2）對(duì)于所得到的一系列新的事故序列，按照其CDF 頻率值大小進(jìn)行排序。 將CDF 頻率高于截?cái)嘀档氖鹿市蛄斜Ａ粝聛?，并按照事故序列類型及事故進(jìn)程進(jìn)行歸類， 各類DEC-A 序列的名稱根據(jù)各序列組中的代表性序列確定。

（3）考慮確定論和工程判斷，結(jié)合國(guó)際上的核電廠工程實(shí)踐， 最終確定適用于模塊式小堆的DEC-A清單。

模塊式小堆基于PSA、確定論以及工程判斷獲得了DEC-A 工況如表2 所示， 模塊式小堆選取的DEC-A 工況覆蓋了IAEA 提出的3 種類型。

表2 模塊式小堆DEC-A 工況

4 典型事故分析

本文選取喪失主給水疊加非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)失效的DEC-A 工況作為典型工況開展定量化研究。分析采用最佳估算的分析方法與假設(shè)，考慮操縱員有效干預(yù)的時(shí)間（事故后、或根據(jù)相應(yīng)的事故規(guī)程達(dá)到操作指示信號(hào)后）為30 min。 該工況的驗(yàn)收準(zhǔn)則考慮為： 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力不超過最大允許壓力22.0MPa；燃料包殼溫度不超過982℃；放射性后果滿足相應(yīng)準(zhǔn)則要求。

表3 給出了喪失主給水疊加非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)失效的事件序列，研究表明給水流量喪失后，蒸汽管線的壓力快速下降產(chǎn)生“S”信號(hào)，“S”信號(hào)觸發(fā)緊急停堆和非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)注入，緊急停堆信號(hào)將自動(dòng)觸發(fā)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)投入（分析中考慮非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)投入失效）。 由于非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)投入， 依賴堆芯補(bǔ)水箱中的冷水對(duì)反應(yīng)堆進(jìn)行冷卻，冷卻劑系統(tǒng)的壓力開始下降，但是由于非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)未投入，冷卻劑系統(tǒng)壓力在下降一段時(shí)間后開始上升。操縱員可依據(jù)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的流量或者流體溫度判斷非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)是否投入，假設(shè)操縱員在非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)投入信號(hào)后30 min 內(nèi)識(shí)別出非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)未投入，手動(dòng)開啟自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（RDP）進(jìn)行卸壓，第一、第二、第三級(jí)RDP 卸壓系統(tǒng)依次投入，RDP 開啟后冷卻劑系統(tǒng)壓力迅速下降，安注箱和換料水箱依次注入，最后依賴于非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)及非能動(dòng)安全殼空氣冷卻系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻長(zhǎng)期再循環(huán)帶走堆芯余熱。冷卻劑系統(tǒng)壓力和包殼溫度如圖3 和圖4 所示，事故過程中燃料包殼溫度最大值為399.0℃， 事故過程中冷卻劑系統(tǒng)壓力不會(huì)超過22MPa，堆芯無損壞風(fēng)險(xiǎn)，該事故工況的放射性后果可以被設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的失水事故包絡(luò)，滿足相應(yīng)準(zhǔn)則要求。

表4 給出了模塊式小堆的各類DEC-A 工況的應(yīng)對(duì)措施， 分析表明目前模塊式小堆針對(duì)各類DEC-A均有相應(yīng)的措施，可有效緩解DEC-A 的事故。

圖3 冷卻劑系統(tǒng)壓力

圖4 燃料包殼溫度

表3 事件序列

表4 模塊式小堆的DEC-A 與應(yīng)對(duì)措施

5結(jié)語

本文遵照HAF102—2016 法規(guī)要求， 參考IAEA對(duì)于DEC-A 研究的總體思路， 開展了模塊式小堆的DEC-A 工況研究，確定了模塊式小堆的DEC-A 工況清單，并定量化分析了模塊式小堆DEC-A 典型工況。研究表明， 模塊式小堆針對(duì)各類DEC-A 均有相應(yīng)的緩解措施和能力，保障了模塊式小堆的安全性。 本文提出的DEC-A 工況選取及分析方法也為其他核電廠的DEC-A 研究提供了參考。