PDF《事故缓解能力分析》

doi:10.

6043/j.issn.0438-0479.201902023 WSMR 非能动安全系统在全厂断电事故下的 事故缓解能力分析 陈钧1,缪惠芳

1 *,李卓成

1 ,石兴伟

2 (1. 厦门大学能源学院,福建 厦门 361102;

2. 生态环境部核与辐射安全中心,北京 100082) 摘要:先进的小堆设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升. 然而,在实现小堆广泛商用化之前,其安全性需要得到全面的评估.本研究利用严重事故分析软件 MELCOR, 对WSMR小堆进行建模, 以全厂断电事故为基础事故序列, 分析了全厂断电事故在WSMR 小堆中的事故进程;

同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探 讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析. 研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;

而堆芯补水箱能 够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从 而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至 少需要两个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;

在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重 新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于 52.5 ks,才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆 的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提 升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力. 关键词:WSMR;

全厂断电;

非能动安全系统;

堆芯补水箱 中图分类号:F 407.23 文献标志码: A? 小型模块化反应堆(指电功率小于

300 MW 的反应堆,以下简称小堆)凭借初期成本低、建造 周期短、电厂布置灵活以及用途广等特点,获得了广泛的关注[1] .先进的小堆采用将反应堆主要系 统部件布置于压力容器内的一体化结构,大量采用非能动安全设计,最大限度地减少运行所需的主 要零部件,从设计上消除了一些特定的事故(如大管道破裂所导致的冷却剂丧失事故) ,从而显著提 升了反应堆的固有安全性[1-2] . 近年来,国际上提出了多种先进小堆设计[3],且相关的安全分析也正在逐步开展.西屋公司提 收稿日期:2019-02-28? 录用日期:2019-04-15 基金项目:厦门大学能源学院发展基金(2017NYFZ01) *通信作者:[email protected] 出了 WSMR(Westinghouse Small Modular Reactor)小型模块化压水堆设计概念[4] ,其单堆热功率为

800 MW(电功率大于

225 MW) ,并对 WSMR 在设计事故下的系统响应进行了初步安全分析[5] .由 韩国研发的先进系统集成式模块化反应堆 SMART(System-integrated Modular Advanced ReacTor)的 设计已经完成[6] ,单堆功率为

100 MW,且其反应堆系统安全已经通过评估与审核[7] ,此外,还对多 种设计事故进行了模拟和分析(如小破口冷却剂丧失事故和主回路系统超压事故)[8-9] .由Babcock&

Wilcox 公司所开发的 mPower 先进小型模块化反应堆的扩展性与应用性分析也正在进行, 其设计采用的 双胞胎机组 (twin-pack set)电功率可达

390 MW[10] .与此同时,中国也提出了基于 HTR-10 反应堆的球床模块式高温气冷堆 HTR-PM 的概念[11] ,并进行了相关研究和开发工作,如热 工水力瞬态研究等[12] . 虽然小堆在设计和研发上已经取得了一定的成果,然而反应堆技术变革、安全性与经济性等问 题仍是小堆发展需要面临的巨大挑战[13] .因此在小堆实现商业化之前,应对其进行全面的安全性评 估,尤其是对于一系列可能对反应堆造成严重事故后果的事件,全面的安全分析有助于缓解措施的 制定,以及紧急事故应对能力的提升.其中,全厂断电事故是可能引发严重核事故,从而导致堆芯 损伤的重要事件之一.在传统大型压水堆中,常采用对反应堆主回路进行卸压注水的策略来应对全 厂断电事故,从而避免高压熔堆的发生[14-15] .但由于小堆与传统压水堆之间在概念和设计上的差异, 两者在发生全厂断电事故时的系统响应和事故进程发展可能存在显著差别. 尽管各国已经提出了多种小堆概念且进行了相关的研究,然而有关小堆的非能动安全系统在全 厂断电事故下的具体研究还十分稀缺,关于特定非能动安全设备的敏感性分析更是几乎空白.因此, 本研究以 WSMR 小堆作为研究对象,以全厂断电事故为基础事故序列,研究非能动安全系统在全厂 断电下的事故缓解能力,并针对堆芯补水箱的有效运行数量以及重新启用时间进行敏感性分析,研 究其对事故进程的影响.本研究结果可为相关小堆严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而 增强小堆对全厂断电事故的应对能力,同时有利于深化对模块化小堆的非能动安全系统的理解,帮 助改进相关反应堆安全设计.

1 模型与假设 1.

1 WSMR 小堆及其非能动安全系统 本文的研究对象为西屋公司设计开发的 WSMR 小堆, 这是一种采用非能动安全系统设计的一体 式小型模块化压水堆.如图

1 所示,WSMR 其将反应堆主要部件集中安置在压力容器内,包括蒸汽 发生器、 稳压器、 主冷却剂泵以及控制棒驱动机构, 热功率为

800 MW (电功率>

225 MW) [16]. WSMR 设有

8 个主冷却剂泵,能够提供 4819.0 kg/s 强制循环流量.稳压器内置于压力容器上方空间,其上 方设置有安全阀,在系统压力超过其设定值(17.0 MPa)后会自动开启.蒸汽发生器采用一次通过 式设计,并将汽水分离功能设置在反应堆外部的蒸汽鼓中,从而有效缩小了设备尺寸,使整个系统 更为紧凑. WSMR 的非能动安全系统设计与 AP1000 类似[5] ,其主要部件包括:4 个独立堆芯补水箱、安全 壳内水池及水箱、自动卸压系统、安全壳外水池以及

2 个外置最终热阱水箱[17] .其中堆芯补水箱设 计与传统依靠重力作用补水的堆芯补水箱有所不同,其带有内置余热移除热交换器,并通过管线与 外部最终热阱水箱相连,从而使该堆芯补水箱设计具有独立的余热移除能力.这些安全设施旨在利 用自然循环移除反应堆衰变热,以确保足够的堆芯冷却能力.非能动安全系统不需要手动操作执行, 从而降低了事故工况下的人因失误.由自然循环所驱动的非能动安全系统不需要泵、涡轮、柴油发 电机等,只需要几个自动触发开关的阀门,从而提高了系统的运行可靠性,减少了由电源或机械故 障引起的事故[18] .Zhang 等[19] 进行了与 WSMR 相关的安全分析,并利用 RELAP5 程序对 WSMR 的 热工水力模型和非能动安全系统模型进行了验证,本研究所使用的相关参数与该研究保持一致.

4 个堆芯补水箱被独立安置在安全壳内部,其体积设计为 17.5 m3 .堆芯补水箱上部通过压力平 衡管线与压力容器上腔室区域相连,下部通过直接注入管线与压力容器下降段相连.在反应堆稳态 运行时,堆芯补水箱下方阀门处于关闭状态,能够防止其与主冷却剂系统形成流量循环.在事故工 况下,堆芯补水箱下方阀门将在非能动安注信号被触发时自动打开(当主回路压力下降至 11.72 MPa) ,通过直接注入管线对主回路进行注水.在堆芯补水箱上部设计了压力平衡管线,使其能够在 事故早期主回路压力较高情况下进行注水,从而达到快速缓解事故的效果.随阀门开启,自然循环 在堆芯补水箱与主回路间建立,使在主回路内被堆芯余热所加热的冷却剂流回堆芯补水箱,并在内 置余热移除热交换器作用下被冷却,同时将热量传递至外置最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期 冷却.每个最终热阱水箱的水量设计能够保证至少

72 h 的堆芯余热移除能力[5] . 自动卸压系统带有

4 个自动卸压阀,该设计为压力容器提供了可靠的排气路径.随自动卸压阀 开启,压力容器内的过热蒸汽被排至安全壳内并通过安全壳侧壁进行换热,从而将内部热量转移至 外部水池中.冷凝后的冷却剂随即被收集于安全壳内水池中,再进一步流回压力容器内,形成压力 容器与安全壳之间的自然循环.该过程利用自由对流换热,通过安全壳侧壁将热量由压力容器内部 传递至安全壳外部水池,从而保证了堆芯的长期冷却.且只要安全壳外部水池内有水,该过程就可 以无限期地持续进行. 图1WSMR 的反应堆冷却剂系统与非能动安全系统示意图 Fig.

1 Schematic drawing of the WSMR'

s reactor coolant system and passive safety system 1.

2 MELCOR 模型 MELCOR 是由美国圣地亚国家重点实验室(Sandia National Labortories,SNL)所开发的一款用 于轻水式核反应堆严重事故分析的工程应用计算机程序,可用于模拟轻水反应堆的严重事故过程及 后果, 并监测反应堆中裂变产物的迁移和释放行为[20] . 由于其优良的计算性能以及较高的计算精度, MELCOR 被核能企业、 研究单温及监管部门广泛使用. 因此, 本研究采用 MELCOR 程序建立 WSMR 小堆及其非能动安全系统模型,分析其非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力. WSMR 小堆的 MELCOR 节点划分如图

2 所示,主要包括安全壳、主冷却剂系统、主蒸汽系统 和非能动安全系统几个部分. 其中, 主冷却剂系统被划分为堆芯区域 (CV114) 、 下封头区域 (CV110) 、 上腔室区域 (CV

118、 CV

121、 CV123) 、 下降段........