模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

尹莎莎，方华伟，秋穗正，黄 伟，陈志辉，田 野，田雅婧

(1.中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041；2.西安交通大学 核科学与技术学院，陕西 西安 710049)

自动卸压系统(ADS)是为了在反应堆事故早期降低堆芯压力，避免高压熔堆[1]。除提供预防堆芯损坏的功能外，ADS还具有堆芯损坏的缓解功能：如ADS若不能成功实现系统早期卸压，其延迟触发(如在堆芯严重损坏和堆芯碎片落入反应堆压力容器下腔室前触发)也能减轻或消除蒸汽发生器传热管和反应堆压力容器可能的脆性断裂。防止反应堆压力容器破裂即能排除由压力让其失效有关的严重事故现象(如安全壳直接加热、压力容器破裂时大量氢气燃烧的事件、压力容器外蒸汽爆炸和堆芯混凝土反应等)，从而降低安全壳早期失效的可能性[2]。ADS将排出的气体或流体的一部分喷入内置换料水箱(IRWST)中，也减少了释放到安全壳大气中的裂变产物数量。

当反应堆发生事故时，ADS为冷却剂系统的快速卸压提供了保障，可使非能动堆芯冷却系统内的水顺利地注入堆芯，带走堆芯衰变热，防止冷却剂系统发生高压熔堆事故[3]。但由于模块化小型核反应堆(SMR)的结构设计不同于传统大型分散式压水堆，小型化和紧凑性的特点使小型核反应堆主回路的水装量较小[4-6]。ADS在卸压时伴随的冷却剂丧失可能对主回路水装量产生较大影响，系统水装量急剧减少，从而加快事故进程，不利于反应堆事故缓解[7-8]。因此本文对ADS各级降压管线位置和阀门有效面积开展敏感性分析计算，提出ACP100反应堆卸压阀门有效面积的优化设计方案。

1 ADS简介

目前，国内外大部分SMR的非能动安全设计采用了纵深防御的原则[9-10]，ADS各级开启的设计除具有多重触发信号外，也具备手动触发功能，从而可全方位保障核电站的安全。SMR的ADS通过逐级开启自动卸压阀门来实现一回路的可控卸压，确保反应堆非能动堆芯冷却系统准确注入，及时将一回路衰变热带走，从而保证反应堆安全[11-12]。

ADS主要由自动卸压阀门、管道及仪表组成，其触发可通过堆芯补水箱(CMT)的水位控制。当CMT的水位低于整定值(CMT水位低于67.5%)后，第1、2级ADS陆续开启，每级系统按照最初设定的时间间隔开启。当CMT水位继续下降至较低水位(CMT水位低于20%)时，第3级ADS开启，并持续对系统进行卸压。阀门开启的过程中，核电站的操纵员可人工进行第1级阀门的开启，因此能有效控制冷却剂系统的卸压过程。ADS采用多级卸压的方式(分为第1、2、3A、3B级)，每级均由两套完全相同的系统组成，每条管线上均设有两个阀门。前两级ADS并联连接在稳压器的顶部，最终卸压至卸压箱，3B级卸压系统设置在稳压器波动管线上并靠近反应堆的压力容器侧，通过3B级卸压系统将直接卸压至安全壳环境。

ADS投入的触发信号：CMT水位低于67.5%，第1级自动卸压开启；第1级自动卸压开启后延时70 s，第2级自动卸压开启；CMT水位低于20%，第3A级自动卸压开启；第3A级自动卸压开启后延时70 s，第3B级自动卸压开启。本文计算中暂不考虑阀门动作时间，假设各级ADS阀门在触发信号后立即打开。

2 MELCOR程序系统建模

MELCOR是一完整的第2代系统性程序，是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发的PSA和严重事故分析程序[13]，能模拟轻水堆的严重事故进程及主要现象，并能计算放射性核素的源项及其释放后果。计算范围主要包括：反应堆一回路系统、二回路系统以及安全壳内的热工水力响应、反应堆堆芯熔化过程、燃料性能、不凝气体作用等。程序由不同的模块组成，各模块分别代表不同的反应堆系统及不同的物理热工现象。模块化的结构使计算程序使用非常灵活，用户可根据各自的计算要求来调用、添加不同的计算模块。根据问题的复杂程度，逐渐添加相应的模块可方便程序的调试使用，同时使研究内容更加接近实际情况，各模块的顺序也可根据实际情况灵活调整[14]。

本文基于MELCOR程序，对SMR进行建模，主要包括一回路系统、二回路系统及非能动堆芯冷却系统等(图1)。一回路系统包括压力容器、堆芯、稳压器、主冷却剂泵、上升段及下降段、蒸汽发生器换热区、相应管线及阀门；二回路系统包括蒸汽发生器套管区、主给水及主蒸汽控制体边界、相应管线及阀门。本文不考虑非能动安全壳冷却系统，仅针对非能动堆芯冷却系统建模，非能动堆芯冷却系统包括CMT、安注箱(ACC)、ADS、余热排出换热器、IRWST、相应管线及阀门。

图1 SMR系统节点划分Fig.1 Nodalization of SMR system

3 结果分析

3.1 ADS正常运行计算

利用MELCOR程序模拟SMR全场断电触发的严重事故进程。事故发生后，一回路主泵惰转，反应堆紧急停堆，二回路主给水中断。由于二回路热阱的逐渐消失，一回路的温度和压力不断上升。非能动安全系统随之投入，随着自然循环的进行，CMT内的温度逐渐升高，水位开始下降，当水位下降到整定值，相应的ADS被逐级触发，部分冷却剂通过卸压阀不断流失，堆芯逐渐裸露，包壳温度升高。随包壳温度的升高，包壳失效，放射性物质开始泄漏，堆芯逐渐熔化、坍塌。模型部分初始条件与参数列于表1。

按照发生全厂断电时的事故逻辑对全厂断电事故进行分析计算，初步计算ADS的相关参数列于表2。计算结果如图2所示。

表1 模型部分初始条件与参数Table 1 Initial condition and parameter of model

表2 ADS正常运行的事故计算进程Table 2 Sequence of accident for ADS normal operation

图2 各参数随时间的变化Fig.2 Parameter vs. time

全厂断电事故发生后，一回路主泵惰转，反应堆紧急停堆，二回路主给水中断。由于二回路热阱的丧失，一回路的温度和压力不断上升，当其压力超过稳压器卸压阀的整定值(17 MPa)时，卸压阀打开。随后CMT被触发，一回路形成新的自然循环，CMT中的水随着自然循环的不断进行，温度逐渐升高，水位逐渐下降。当CMT水位下降到整定值ADS被触发，冷却剂随着自动卸压管线不断流失，CMT水位下降的速率加快，最终CMT排空。同时随着ADS的作用，主回路压力下降到整定值ACC被触发，向堆芯提供补水，维持堆芯温度一段时间。但随着事故进程的发展，主回路冷却剂以水蒸气的形式一直不断从自动卸压管线流失，最终，使堆芯逐渐裸露，包壳温度升高。当包壳温度升高至1 273.15 K 时[15]，包壳失效，放射性物质开始泄漏，堆芯逐渐融化、坍塌。

从图2a可知，开始的燃料温度符合由于反应堆停堆导致的热负荷迅速降至衰变热。最初失去主回路的强迫循环并不会导致反应堆燃料温度升高，因二次侧剩余的给水还能作为热阱维持堆芯温度一段时间。从图2b可知，在2 866 s CMT被触发，新形成的自然循环能维持堆芯温度不升高将近10 h。当一回路压力下降到整定值，ACC被触发，其流量如图2c所示。然而随着冷却剂从ADS流失，约34 000 s开始，堆芯开始裸露，燃料温度逐渐升高。随着自然循环的进行，CMT内的温度逐渐升高，水位开始下降，当水位下降到整定值(CMT水位低于67.5%)，约38 995 s开始相应ADS被逐级触发(图2d)，随冷却剂系统的水蒸气被排放到卸压箱，主回路温度有小幅下降。随后温度不断升高，锆包壳与水或蒸汽相互作用，引发强烈的放热反应。

通过分析ADS的流量(图3)，可看出，在ADS3A和ADS3B中大量的一回路冷却剂流出，其中ADS3B最高时的流量达53 kg/s，而相对的水蒸气流量却很小。因此ADS的不合理布置可能会导致一回路冷却剂过分丧失，进而造成堆芯裸露。

通过以上计算结果可看到在发生全厂断电事故时，依靠非能动安全系统可建立稳定的自然循环，将堆芯衰变热有效带走，由于ADS的作用，一回路系统压力会下降到较低的值，保证在发生堆芯熔化时，主回路系统的压力足够低，以此避免了高压熔堆事故所带来的风险，但由于通过ADS有大量的主回路冷却剂丧失，因此加速了堆芯熔化的进程，同样也会带来加速严重事故进程的风险。

图3 ADS流量Fig.3 Flow rate of ADS

因此研究ADS各级卸压管线的位置和阀门卸压有效面积是非常必要的，下面从各级卸压管线位置和各级阀门有效面积两方面的相关参数的考虑，进行敏感性分析，研究不同ADS参数对SMR发生严重事故后的事故进程的影响，为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。

3.2 ADS各级阀门有效面积计算

通过上述全厂断电事故的分析发现，ADS3A/B级阀门在事故进程中，冷却剂丧失比较严重，因此对ADS布置位置及卸压阀门有效面积进行了敏感性分析计算，并将计算结果与正常设计的ADS卸压面积的计算结果进行对比，表3列出相关事故序列的计算结果对比。

表3 ADS3A/B级阀门不同有效面积及布置位置计算结果对比Table 3 Result for different areas and positions of ADS3A/B

注：ADS1-2为增加了1级与ADS1级并列的自动降压系统，余同

图4示出了减小面积后不同工况中ADS3A级卸压阀门的流量。由图中可看出，减小阀门面积对冷却剂从卸压阀门流失有明显效果，阀门越小冷却剂的流量也就越小，但考虑到ADS本身的卸压作用，ADS3A级阀门应在保证蒸汽流量的前提下尽可能减少冷却剂丧失。

图4 ADS3A流量Fig.4 Flow rate of ADS3A

面积减小50%的工况计算结果中蒸汽流量与正常工况接近，同时水的流量在峰值时只有正常工况的1/7，因此与正常工况相比面积减小50%的工况在保证了ADS的卸压作用时能有效减少冷却剂丧失。如图5所示，过多地减小ADS3A级卸压阀门有效面积，可能会导致堆芯蒸汽不能及时排出，堆芯温度提前升高，与正常工况相比反而加速了反应堆严重事故进程。

从图5反应堆堆芯水位也可看出，ADS3A面积减小75%的工况是最早发生堆芯完全裸露的，这主要是因为ADS3A卸压阀门面积过小，蒸汽不能及时从卸压阀排出，在一回路中剩余的热量相对更多，加速了蒸发，从而较早发生堆芯完全裸露。

图5 堆芯温度和堆芯水位(ADS3A级卸压分析)Fig.5 Temperature and water level of core (analysis for ADS3A)

图6 ADS3B流量Fig.6 Flow rate of ADS3B

图6为ADS3B卸压阀流量。对比几组面积减小ADS3B级阀门的工况计算结果发现，从正常工况到面积减小50%，卸压阀中水的流量减小并不是很多，而只有面积减小75%的工况中卸压阀中水的流量明显较其他工况小。同时从卸压阀蒸汽流量分析，面积减小50%和75%的两组工况，在40 000～60 000 s之间，面积减小75%的工况较面积减小50%的工况蒸汽流量略小，但从60 000 s之后，这两组工况的蒸汽流量趋势基本相似，因此结合减少冷却剂流量丧失的要求，本文建议选取ADS3B级卸压阀门面积减小75%的工况作为系统优化方案。

图7示出关于ADS3B卸压面积修改时的堆芯温度和堆芯水位。由图可看出，ADS3B面积减小75%的工况堆芯水位下降较其他几组工况滞后，即堆芯发生裸露的情况较其他工况迟，对严重事故进程而言，堆芯淹没是十分重要的，因此本文建议选择ADS3B级卸压阀门面积减小75%的工况作为系统优化方案。

图7 堆芯温度和堆芯水位(ADS3B级卸压分析)Fig.7 Temperature and water level of core (analysis for ADS3B)

4 结论

从计算结果对比分析可得出，减小ADS3A卸压阀门有效面积对事故进程起到明显缓解作用，其中减小面积25%和50%堆芯碎片淬火时间、下封头失效时间和堆芯内熔融物滞留时间均有明显延长。当ADS3A卸压阀有效面积减小50%时，包壳开始损坏时间和正常工况的相近，但下封头失效时间也较正常工况推迟了约32 000 s。因此本文建议将ACP100反应堆ADS3A级卸压阀门面积减小50%的工况作为系统优化设计方案。

对ADS3B级阀门，本文同样进行了增加阀门级数和减小阀门有效卸压面积的计算，从计算结果可看出，阀门面积减小75%和50%两组工况的计算结果十分相近，即事故进程非常相似，通过对比详细计算结果，面积减小75%的工况的包壳开始损坏的时间较面积减小50%的共延后了约1 h，对于下封头失效时间，面积减小75%的工况较正常工况延长了约25 000 s，因此本文建议选取ADS3B级卸压阀门面积减小75%的工况作为系统优化设计方案。