自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

王 岩，解 衡，谢 菲

(清华大学 核能与新能源技术研究院 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京 100084)

世界经济快速发展导致能源供应需求激增，而不断增加的大量常规燃煤造成了环境污染。出于未来长远发展的考虑，现今世界各国均已在环保方面提出了要求，并出台了相关措施法案以应对日益严重的污染问题。核能作为一种清洁能源，为解决这一问题提供了一种有效的解决途径。在能源需求更为集中的城市或工业园区，供热、供汽是其能源需求的一个主要方向[1-3]。供热、供汽的特点限制了热电场址不宜距离城市过远，因此对核能供应者来说，就需要相应的设施具有极高的安全性。清华大学核能与新能源技术研究院根据我国的热网条件，设计的NHR全自然循环低温反应堆[4-5]，其固有的安全特性使得其恰好满足了城市核能热、电、汽供应的要求。本文针对目前设计的NHR-200Ⅱ反应堆，初步研究其破口事故下的安全特性。

1 NHR-200Ⅱ简介

基于已有的NHR-5[6-7]的成功设计、建造[8]、运行、试验[9]所获得的大量数据和经验，并经过多年不断的研究和改进，清华大学核能与新能源技术研究院提出了改进型的NHR-200Ⅱ反应堆。根据应用需求，与NHR-5相比，NHR-200Ⅱ的热工设计参数[10]发生了变化：NHR-5为加热管网提供热水，而NHR-200Ⅱ主要产生和提供饱和蒸汽。为此，NHR-200Ⅱ的热工水力参数有明显提升。NHR-200Ⅱ的堆芯进/出口温度为230 ℃/278 ℃，而NHR-5的堆芯进/出口温度仅为146 ℃/186 ℃。相应地，NHR-200Ⅱ的主回路压力增加到8.0 MPa，而NHR-5的主回路压力为1.5 MPa。表1为目前设计阶段下NHR-200Ⅱ和NHR-5的主要设计参数对比。

NHR-200Ⅱ在设计和安全理念上具有很多不同于现有通用压水堆的特点，为更好地理解NHR-200Ⅱ，本文对其结构和安全设计进行简单介绍。

1.1 NHR-200Ⅱ主要结构和设计

图1为NHR-200Ⅱ主要堆内结构示意图。NHR-200Ⅱ是一个一体化布置的容器式轻水反应堆，堆内冷却剂采用全自然循环模式运行，主回路没有循环泵。反应堆堆芯位于反应堆壳的底部，由208个9×9燃料组件组成，相邻燃料组件之间设置十字形控制棒。主换热器布置在压力壳上部内壁周围，共有14台套管式的管壳主换热器，它们在运行和假想事故发生时将堆内热量从反应堆堆芯传递到中间回路。主回路冷却剂在主换热器内套管内部和外套管与换热器套筒间的空间内向下流动，二次侧冷却剂在双层换热套管间向上流动。与目前大多数需要硼酸来调节反应堆功率的核电站不同，NHR-200Ⅱ反应堆冷却剂在正常运行时不含硼酸。

表1 NHR-5和NHR-200Ⅱ的主要设计参数对比Table 1 Main design parameter of NHR-5 and NHR-200Ⅱ

图1 NHR-200Ⅱ堆内结构示意图Fig.1 Illustration of internal structure of NHR-200Ⅱ reactor

NHR-200Ⅱ设计上通过主回路内冷却剂密度差驱动实现全功率条件下的冷却剂自然循环运行。压力壳上部气体空间充有惰性不凝气体和饱和蒸汽以维持主回路压力，使得主回路冷却剂处于压水过冷模式运行。当反应堆正常运行时，冷却剂通过下端堆芯孔板从下腔室向上流入堆芯不同的流道，与堆芯燃料进行换热，带走热量。冷却剂平均温度从进口230 ℃被加热至出口约278 ℃。被加热的冷却剂从堆芯通道流出后，将通过一段用于增强回路自然循环能力的提升流道，而后在压力壳上部汇聚并翻转向下流入不同的主换热器，在主换热器中与二次侧完成热交换。冷却后的水进入下降段流道继续向下流动，并最终汇集在压力壳下腔室后再次进入堆芯。

NHR-200Ⅱ反应堆系统共有2个环路，每个环路包括3个回路：主回路、中间回路和蒸汽回路。图2为NHR-200Ⅱ 3个循环回路的示意图。中间回路由电动泵驱动流动，与中间回路对应的每个蒸汽回路将与汽轮机系统或加热管网等相连。当系统正常运行时，主回路内的冷却剂从堆芯吸收热量，并通过主换热器将热量传递到中间回路，然后热量再由蒸汽发生器传递给蒸汽回路。最后，蒸汽发生器中产生的饱和蒸汽被输送到终端，供不同应用使用。

图2 NHR-200Ⅱ循环回路示意图Fig.2 Illustration of NHR-200Ⅱ circulation loop

NHR型反应堆设计上具有自稳压调节的特点，这使得当热负荷变化或发生轻微扰动时，操作人员无需干预操作，反应堆将自动跟踪热负荷变化，并快速恢复稳定。这些特点减少了对自动化控制系统和操作人员的需求，提高了反应堆的安全性和经济性。通过目前对NHR-200Ⅱ瞬态过程性能的模拟和分析研究，证明其具有良好的自我调节性和稳定性，能完全满足热网供应负载变化的需求。

1.2 NHR-200Ⅱ的安全设计理念和特点

NHR-200Ⅱ设计上充分应用了非能动和固有安全的设计理念。

1) 主回路采用自然循环运行

NHR-200Ⅱ主回路采用自然循环运行导出堆芯热量，因此主回路中没有循环泵，消除了反应堆冷却剂泵故障造成流量丧失事故(LOFA)发生的可能性，提高了NHR-200Ⅱ的固有安全性。

2) 大的水装量和较低的压力/功率密度

NHR-200Ⅱ的系统压力较常规压水堆电厂低得多，其平均线功率密度约60 W/cm，也仅为通常压水堆的1/3左右，而且其压力壳主回路中的冷却剂总量相当大，单位热功率水容积较普通压水堆高10倍以上，这些有助于反应堆堆芯在假定事故条件下的冷却，对堆芯余热排出、防止堆芯失水和缓解事故后果均有较大益处。同时较大的水装量降低了反应堆压力容器中子注量率，减少了中子对反应堆压力容器的辐照影响。

3) 一体化布置的反应堆设计

NHR-200Ⅱ采用了一体化布置的设计。由于没有大直径的管道贯穿压力壳，因此消除了大破口失水事故发生的可能性。所有压力壳贯穿件的管件直径都较小，且大部分位于压力壳顶部，这有效限制了假想小破口失水事故下的冷却剂损失量，降低了后果的严重性。通过设计分析表明，在低压、低温、低功率密度下运行的一体化NHR-200Ⅱ发生失水事故的概率很低，在任何设计基准事故(DBA)和可信的超基准事故(BDBA)下，堆芯都不会裸露。NHR-200Ⅱ不需要如通用压水堆那样配备堆芯冷却专设装置，如安全注射系统。

NHR-200Ⅱ设计中采用的双层压力壳设计，可进一步降低压力壳破损发生概率，避免压力壳破损造成的冷却剂损失。其设计上确保了即使在内侧壳底部破裂的情况下，堆芯也始终能被冷却剂充分覆盖。

4) 有效反应性控制

NHR-200Ⅱ设计有两套紧急停堆系统。其自主设计创新的内置液压控制棒驱动系统(HCDRS)[11-12]，由液压驱动系统驱动。由于控制棒封闭在压力壳内，因此排除了控制棒弹出事故。控制棒驱动机构采用“失效安全”的安全设计原则，当失去电源后，控制棒在重力作用下自动落入堆芯，保证了在假定的事故情况下反应堆能快速停堆。作为备用停堆的注硼系统，采用重力注硼方式，无需转动机械和动力电源，具有很高的可靠性。在ATWS事故发生时将被激活，硼酸将被注入系统以确保反应堆能在事故情况下得到有效控制。

5) 非能动余热载出

作为NHR-200Ⅱ最重要的安全系统，非能动余热载出系统在假想事故下，将利用自然循环载出堆芯热量以冷却反应堆。设计上提供两列独立的非能动余热载出回路，每列都能将100%的停堆后衰变热转移到大气环境中，从而提高了反应堆堆芯冷却的可靠性。

6) 中间回路设置

NHR-200Ⅱ的传热由3个回路组成：主回路、中间回路和蒸汽回路。中间回路的工作压力高于主回路和蒸汽回路。若正常运行时一些主换热器管出现破裂或发生某根主换热器传热管断裂事故，中间回路作为一道隔离屏障，阻止蒸汽回路或后端加热管网受到来自主回路冷却剂泄漏的辐射污染，并避免主回路冷却剂的大量流失。

2 NHR-200Ⅱ失水事故计算和分析

2.1 事故过程描述

失水事故是压水堆最为重要的一类事故[13]，失水量一般与事故严重程度密切相关。当失水事故发生时，反应堆压力容器内的高温高压水会从破裂处喷出，导致反应堆压力容器内冷却剂的减少和安全壳压力的升高。冷却剂损失越大，压力容器中的残余水量就越少，进入安全壳的水就越多。在NHR-200Ⅱ安全设计要求中，除了要保证失水事故下最终反应堆堆芯能被压力壳中的水始终有效覆盖，还必须保证冷却剂进入安全壳不会造成安全壳超压损坏。

由于NHR-200Ⅱ的一体化布置的压力壳设计，消除了大破口发生的可能性，因此安全分析中只考虑那些可信的小破口失水事故。本研究选择设计扩展工况中的控制棒引水管断裂且无法隔离事故进行分析。这是因为此事故会导致最大的主回路冷却剂流失量以及最高的安全壳瞬态压力。当发生控制棒引水管断裂且无法隔离事故时，压力壳内的冷却剂将由于堆内高压，从控制棒引水管断裂处喷放进入到安全壳中。喷放将导致堆内冷却剂减少，从而液位不断下降，同时由于高温高压的水喷放进入到安全壳中，迅速汽化蒸发、加热导致安全壳内压力和温度也相应上升。随着堆芯衰变余热通过非能动余热载出系统不断带出，堆内压力、温度将持续下降；同时安全壳内压力、温度也由于散热冷却等原因而最终逐渐降低。喷放过程将一直持续到压力壳内压力与安全壳压力平衡，此时堆内压力、温度已较低，可根据需要进一步采取相关措施缓解事故后果。

2.2 分析模型和假设

本研究针对NHR-200Ⅱ使用RETRAN-02程序进行破口事故的模拟分析。RETRAN-02程序是由美国电力研究院(EPRI)主持研制开发的水堆大型通用热工水力系统瞬态分析程序[14-15]。经过多年发展，具备完善的验证背景和应用经验，广泛应用于轻水堆核电站的瞬态热工模拟和事故安全分析中。本文分析中，针对NHR-200Ⅱ建立的RETRAN-02物理模型示意简图如图3所示。

主回路主要由堆芯、上升段、上腔室、主换热器、下降段以及下腔室组成。中间回路有2条环路，图中只显示了其中1条，其主要由冷腿管路、电驱动泵、热腿管路、蒸汽发生器一次侧流路以及容积补偿器组成；对应中间回路的蒸汽回路包括给水管线、蒸汽发生器二次侧流路、汽水分离器、蒸汽腔室以及管线终端等。非能动余热回路通过中间回路冷热腿管路与系统相连，需要时其上的隔离阀门开启，其回路形成自然循环将堆芯热量带出，并与空冷器进行热交换，将热量移出至大气环境。代表安全壳的控制体，其自由容积约为14 000 m3，安全壳壁、内部的混凝土、钢制等组件结构以热构件形式在模型中体现，用于瞬态中的吸热、散热等热交换过程的计算。发生事故的控制棒引水管破口通过阀门组件模拟。

本研究假设事故发生前反应堆以额定功率运行，其主要热工运行参数列于表1，稳态运行时安全壳内压力为常压。在0 s时刻突然发生控制棒引水管双端断裂事故。破口事故发生后，由于冷却剂丧失导致堆内低液位停堆保护信号被触发，反应堆控制棒下落使反应堆紧急停堆，同时相关隔离阀门动作(其中包括控制棒引水管上的电动隔离阀门关闭)，非能动余热载出系统启动以带出堆内热量。为证明NHR-200Ⅱ的安全性，在分析中进一步假设了会造成更为严重事故后果的设计扩展工况，即破口事故发生的同时，叠加安装于控制棒引水管线上的隔离阀门由于某种原因无法实现破口隔离功能，此时堆内高温的冷却剂将由于压力壳内的高压，持续从断管处向安全壳喷放，直至两者压力平衡后停止。

图3 NHR-200Ⅱ的RETRAN-02物理模型示意简图Fig.3 RETRAN-02 model on NHR-200Ⅱ

2.3 计算结果和分析

针对NHR-200Ⅱ破口事故，其设计安全验收准则要求保证事故过程中反应堆堆芯能始终被冷却剂有效覆盖，反应堆处于可控的安全状态。

破口事故发生后，反应堆归一化功率的变化如图4所示。随着冷却剂从破口不断喷出，压力壳内主回路冷却剂不断减少，堆内液位下降，约至75 s，触发低液位停堆保护信号，从而导致控制棒紧急下落，反应堆停堆，功率迅速下降。

图4 反应堆归一化功率变化曲线Fig.4 Variation of normalized power in LOCA

随着破口冷却剂不断喷放，反应堆内压力下降，如图5所示。在前期由于喷放流量较大，因此压力下降较快。后期堆内压力与安全壳压力差逐渐减小，喷放减弱，因此压力下降较慢。

图6为安全壳内压力变化曲线。伴随着堆内高温、高压的冷却剂不断进入安全壳，在安全壳内发生闪蒸并加热安全壳，使得安全壳内的压力上升。由于事故前期喷放流量较大，因此压力上升较快，在3 000 s左右达到最高，约为0.21 MPa。此后在冷却剂喷放减弱、安全壳向外部环境的散热以及安全壳内部部件结构的吸热等多方面因素综合影响下，安全壳压力逐渐下降，100 000 s后已降至接近0.1 MPa。

图5 压力壳内压力变化曲线Fig.5 Variation of primary pressure in LOCA

图6 安全壳内压力变化曲线Fig.6 Variation of containment pressure in LOCA

图7为破口事故发生后压力壳主回路内冷却剂流失变化情况。当堆内压力与安全壳压力基本平衡时，破口冷却剂喷放也几乎停止，可认为堆内冷却剂不再流失。此时通过破口从压力壳主回路内流失的冷却剂总量约占初始装量的55%，即此时主回路内冷却剂剩余总量约占初始装量的45%。经过计算分析，此时的剩余冷却剂装量仍能有效覆盖堆芯，并具有相当裕量，因此保证了反应堆堆芯始终处于安全状态，不会发生堆芯裸露热烧毁的严重后果。

图7 破口冷却剂累积排放量变化曲线Fig.7 Variation of coolant loss in LOCA

图8为破口发生后堆芯燃料组件最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)的计算结果。可见，发生破口事故后，很快触发紧急停堆，因此MDNBR没有减小，并在停堆后很快上升，说明燃料组件在事故过程中没有出现传热恶化的情况，反应堆堆芯处于安全状态。

图8 MDNBR变化曲线Fig.8 Variation of MDNBR in LOCA

3 总结

NHR-200Ⅱ是一种先进的全功率自然循环反应堆，可用于城市区域热电供应、工业蒸汽产生以及其他诸多方面的工业应用。与目前运行的常见压水堆不同，在NHR-200Ⅱ研发中创新采用了一系列非能动安全设计理念，使得其具有很好的安全特性。

失水事故是压水型反应堆最为重要的一类事故。由于NHR-200Ⅱ的一体化布置设计，没有贯穿压力壳的大直径管线，从而消除了现有商用压水堆电厂存在发生大破口事故的可能性。本研究在所有可信的小破口事故中选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离的事故进行了模拟和分析。分析结果表明，破口发生后，堆内冷却剂将从破口喷放进入到安全壳中，导致堆内冷却剂减少，安全壳升温升压。喷放过程将一直持续到堆内压力与安全壳压力基本平衡后结束，此时堆内剩余冷却剂仍能有效覆盖反应堆发热堆芯，并通过非能动余热载出系统带走堆内热量、冷却堆芯，使得反应堆处于安全状态，而不需要安注等专设安全设施。这说明NHR-200Ⅱ的非能动安全设计简单、有效，具有很高的安全性。