模块式小堆稳压器安全阀容量设计方法研究

毕树茂，张 丹，邱志方，张 舒，方红宇，米争鹏，吴菱艳

（核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）

在核电厂功率运行期间，反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System，简称RCS）的超压保护由稳压器安全阀提供，如果安全阀无法提供足够的超压保护能力，一些事故工况会导致RCS超压，威胁一回路压力边界的完整性。我国现有压水堆对超压保护设计及超压分析具有明确要求［1，2］。对于模块式小型压水堆（简称模块式小堆），它具有反应堆热功率低、反应堆冷却剂相对装量大、蒸汽发生器二次侧水装量小等特点，其RCS 的热工水力特性与大型压水堆存在差异［3］，尤其是瞬态下的压力响应特性以及对超压保护的要求［4］。近年来，国内对压水堆核电厂冷却剂系统超压设计提出了新的要求［2］，主要表现在超压分析的假设条件和限制准则的相关旧标准［5］有所变化。本文以模块式小堆ACP100 为例，在调研先进压水堆核电厂超压保护设计要求及超压分析标准规范的基础上，研究并提出了模块式小堆RCS 超压保护的设计基准，并开展了稳压器安全阀容量的论证分析工作。

1 RCS超压保护设计基准

本节对各种新型压水堆核电厂RCS 超压保护设计基准进行了调研，对比分析了稳压器安全阀容量的确定方法，并根据模块式小堆的特点提出了模块式小堆的设计基准。

1.1 安全阀容量设计基准

对于西屋早期核电厂［6］，稳压器安全阀的容量是根据反应堆在满功率下运行时丧失供给汽轮机的全部蒸汽进行分析确定。此分析中，假设反应堆维持功率运行，二回路维持给水流量，不考虑控制系统的运行，考虑蒸汽通过主蒸汽系统安全阀排放，稳压器安全阀的总排量要求至少与该瞬态下稳压器的最大波入量相同。西屋在AP1000 核电设计中采用的稳压器阀门设计基准与此类似［7］，不同的是，假设瞬态中同时丧失给水流量。美国核管会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）主审的三代核电压水堆US-APWR［8］及先进模块式小堆NuScale［9］等都基于以上设计基准确定了阀门容量，同时，NuScale 要求两列安全阀中的一列容量必须大于瞬态下的最大波动流量。

华龙一号［10］所选设计基准和西屋核电厂存在差异，稳压器安全阀按照汽轮机事故停机或3台蒸汽发生器的主蒸汽管道隔离阀意外关闭等引起主蒸汽流量全部丧失的事故瞬态进行设计，同时考虑所有蒸汽发生器安全阀动作，除此之外还采用以下假设：假设反应堆在102%额定功率下运行，保守考虑紧急停堆延迟时间和紧急停堆整定值偏差，不考虑主给水系统及其他控制系统动作，该事件下RCS 的最大压力应低于110%的设计压力。

韩国设计的三代机组APR1400［11］在稳压器安全阀容量论证中，容量设计基准和华龙一号类似，也是选取最包络的丧失负荷事故，对初始参数保守考虑，不考虑控制系统作用，采用第二个安全级信号触发停堆，超压准则为RCS压力低于110%设计压力。根据上述假设，APR1400分析得到安全阀容量对冷却剂系统压力影响的曲线，当安全阀容量增加对超压影响变化较小时，将该点确定为安全阀的设计容量。

1.2 超压分析标准要求

对于RCS 超压的分析，NRC 在标准审查大纲［12］（Standard Review Plan，简称SRP）5.2.2节中明确要求：事故超压分析中，停堆由第二个安全级信号触发，冷却剂系统超压限制准则为不超过110%的设计压力。

《压水堆核电厂反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统超压分析要求》［NB/T 20100—2016（RK）］［2］标准针对压水堆核电厂RCS超压分析要求为：初始条件作保守假设，对紧急停堆应保守考虑信号通道及整定值的最大不确定性，采用的慢化剂温度系数、多普勒功率系数和缓发中子份额等中子学参数应是保守的。验收准则为：针对功率运行的Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ类工况的超压分析，为确保维持系统压力边界的完整性，应保持RCS 的压力低于验收准则，通常验收准则为设计压力的110%。

1.3 模块式小堆的设计基准

由上文可知，对于美国主导设计的第三代核电厂，稳压器安全阀的容量设计基准和一回路系统的超压分析要求不同，阀门容量设计的假设更加保守，而华龙、APR1400 等核电厂在稳压器安全阀设计中按照超压分析要求进行分析，二者存在差异。

对于模块式小堆ACP100，初步分析表明，由于直流蒸汽发生器二次侧水装量少，难以提供排热途径，同时一回路自身热容有限，一旦二次侧排热完全丧失且不停堆，短期内热量只能依赖稳压器安全阀导出，而反应堆冷却剂迅速膨胀将使稳压器满水，进而导致一回路超压。这与采用饱和式蒸汽发生器的大型压水堆有较大区别（饱和式蒸汽发生器二次侧存水可作为事故发生后的短期热阱）。因此，ACP100难以采用AP1000核电厂的阀门容量设计基准。

对于ACP100稳压器安全阀的设计基准，结合上述工程经验，我们应结合华龙及APR1400核电厂的做法，基于超压标准，选取包络性事故，采用保守的初始条件和功能假设，不考虑慢化剂反馈效应，采用第二个安全级停堆信号等假设进行阀门容量的确定和超压分析，选取包络瞬态下的最大波动管体积流量作为稳压器安全阀的最小排量，瞬态压力限值为设计压力的110%。

2 模块式小堆阀门容量论证

本节对ACP100稳压器安全阀容量进行论证分析。首先，本文根据蒸汽流量完全丧失瞬态工况下的波动管体积波动流量初步确定稳压器安全阀容量。其次，本文选取最具有限制性的蒸汽流量完全丧失事故进行RCS 超压论证，以验证稳压器安全阀容量的选取。

2.1 阀门容量估算

本文采用集总参数法估算波动管可能的波动流量，作为超压论证分析阀门容量的初值。由于瞬态中波动流量是变量，本次估算主要对稳压器满水之前的波动流量变化和最大值进行分析。

本文假设反应堆维持在功率运行水平，二次侧完全丧失带热能力，利用反应堆的热量加热一回路冷却剂系统，使之升温膨胀，据此估算单位时间内系统体积的变化。经分析，冷却剂单位时间的体积差将随冷却剂温度的升高逐渐增加，由波动管进入稳压器的流体体积流量也逐渐增加，稳压器水位将逐渐升高以至满水。在估算中，发生事故约19 s后，一回路水体积的累积变化已超过了稳压器正常运行的气体容积，若不考虑安全阀前期的排放，稳压器将很快满水，此后安全阀将过水。在满水前，冷却剂系统的最大波动流量约为0.4 m3·s-1，本文以此流量作为安全阀初始总容量。

稳压器满水很可能造成一回路压力陡增，超出压力限值，同时造成安全阀过水，影响阀门的后续运行。因此，为了避免此类工况的出现，反应堆应在稳压器满水之前触发停堆保护信号，保证一回路压力边界的安全，在后文分析中，保护信号的设置应满足以上要求。

2.2 阀门容量论证

本文参照工程经验及前期分析结论，选取对于RCS 超压最具有限制性的蒸汽流量完全丧失事故开展超压分析。

分析中主要参数假设如下：

（1）初始参数考虑保守偏差；

（2）不考虑慢化剂温度反馈效应；

（3）不考虑第一个安全级停堆信号触发反应堆停堆；

（4）考虑蒸汽发生器堵管。

稳压器安全阀第一组开启压力为16.9 MPa，关闭压力为16.3 MPa，第二组开启压力为17.2 MPa，关闭压力为16.6 MPa。

ACP100 的设计压力为17.2 MPa，超压分析准则为18.92 MPa。

2.2.1 基本工况

本工况假设初始时刻汽机速关阀快关，给水丧失。此类工况下，二次侧将在瞬态中保留少量水，依赖安全阀的开启将带走部分热量。该工况可能触发的保护信号依次为：稳压器压力高、稳压器水位高和反应堆出口温度高，具体结果见表1，主要参数对比如图1～图3 所示。

表1 不同保护信号下的超压论证结果Table 1 Results of overpressure underdifferent protection signals

分析中发现，稳压器将在19 s左右满水。不考虑稳压器压力高停堆保护，稳压器高水位或反应堆出口温度高停堆整定值的到达均在19 s之后，如图1所示，此时稳压器均已满水，导致安全阀排水，即使阀门的总排量大于波动流量，也无法满足超压准则要求，见表1和图3。

图1 归一化核功率Fig.1 Normalized nuclear power

图2 稳压器压力Fig.2 Pressurizer pressure

图3 主泵出口压力Fig.3 Oulet pressure of main pump

由表1、图2 以及图3 可知，主泵出口和稳压器间的压差较大，经分析，这是RCS 超压的重要原因，该值与波动管的尺寸相关。波动管为一根细长的多弯头管，长度接近20 m，具有较大的压降，我们有必要对波动管尺寸对瞬态压力的影响进行研究。

2.2.2 波动管尺寸影响分析

由于难以对波动管的长度或弯头进行改进，此处对波动管内径对瞬态压力的影响进行了分析，分析中内径相对原尺寸增加了20 mm。

针对蒸汽流量丧失事故，采用第二个保护信号，即稳压器水位高触发停堆保护，得到的分析结果见表2，主要序列见表3，对于调整波动管尺寸后的主要参数变化如图4和图5所示。

相对于原波动管设计，波动管内径增加后，停堆时间提前到稳压器满水之前，一回路积累热量减少，同时由图4可知，冷却剂主泵出口和稳压器间的压差降低，使一回路的压力峰值相对较低。对于该事故，考虑增加波动管流通面积后，主泵出口将满足110%设计压力的限值。

表2 增加波动管管径后的超压分析结果Table 2 Overpressure analysis results after increasing the diameter of the surge line

表3 超压分析主要序列Table 3 Main sequence of overpressure analysis

图4 冷却剂系统压力Fig.4 The pressure of coolant system

图5 波动流量及安全阀流量Fig.5 Surge rate and flowrate of safety valve

由图5可知，在波动管管径增加后，波动管的最大峰值流量也有所降低，这将有助于降低对稳压器安全阀的容量需求，我们可基于此进一步优化分析后确定阀门的最终容量。

综上，基于1.3节提出的设计基准，本节对ACP100 超压保护设计进行了论证分析，包括停堆信号、波动管内径和安全阀容量，最终确定了稳压器安全阀的容量。

3 结论

本文以ACP100为例，在调研各种压水堆超压保护要求的基础上，提出了模块式小堆稳压器安全阀超压保护的设计基准，同时通过对ACP100 反应堆冷却剂系统超压保护的论证分析，确定了安全阀容量设计的方法，获得了安全阀的容量要求。对于采用直流蒸汽发生器小型压水堆的超压保护设计，本文研究提出的超压保护设计基准具有较强的参考价值。