49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

岳芷廷，刘兴民，郭春秋，邹佳讯，尹 皓，张 焱

(中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413)

核能供热与传统供热方式相比，具有良好的安全性和经济性，且是一种清洁能源，目前已有很多国家对核能供热进行了大量研究[1]，如德国、俄罗斯、加拿大、瑞典、法国、中国等均建造了小功率核能供热实验堆[2]。

经过多年的运行和研究，近几年，我国针对低温供热堆进行了设计和研发，其中包括清华大学设计的一体化核供热堆[3]NHR-200、国家电力投资集团有限公司设计的HAP-200、中国核工业集团有限公司设计研发的池式低温供热堆DHR-400等。

为验证池式低温供热堆的可行性及其供热的能力，2017年4月，中国原子能科学研究院(简称原子能院)对院内现有的49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)开展了必要的供热关键技术研究，经过7个月的时间，完成了49-2泳池堆用于供热的相关安全分析、取证和适应性改进工作。2017年11月49-2泳池堆具备了为原子能院部分办公楼提供核能供暖和演示验证的能力，验证了池式堆用于低温供热的可行性，同时，为池式低温供热堆的型号设计及研发提供了相应的技术支撑[4]。

本文针对49-2泳池堆用于低温供热的改进方案进行相关安全分析，以确保改进方案安全可行，即在低温供热工况下，49-2泳池堆仍具有其固有安全性。

1 方案设计

49-2泳池堆是一座用轻水作慢化剂和冷却剂的研究型反应堆，该堆是由我国完全自主设计、建造、安装、调试和运行的，其设计额定功率为3.5 MW，加强功率为5 MW[5]。49-2泳池堆于1965年3月实现大功率运行，距今已有55 a。

对49-2泳池堆进行低温供热改造，保留了原反应堆的二回路，以保证在非供热周期时反应堆能正常运行。在原有二回路的主热交换器供水母管和回水母管上分别开设了旁路，形成新的用于供热的二回路，即隔离回路(由于低温供热系统中该二回路主要起隔离一回路和供热回路的作用，因此称此二回路为隔离回路)。

在隔离回路与供热回路之间设置了供热换热器，从而可利用隔离回路介质加热供热回路中的热网水，新增设的供热系统在吸收了隔离回路的反应堆热量后，将热水通过厂区供热管线供至原子能院内部分办公楼实现冬季供热，供热回路流程图如图1所示[4]。

49-2泳池堆用于低温供热演示时的运行工况功率为800 kW，但由于供热的需要，冷却剂入口温度由45 ℃(3 500 kW稳态运行的最高温度)提高到了58.3 ℃，将两种不同工况下的运行参数的对比列于表1。

图1 49-2泳池堆供热回路流程图Fig.1 Flow chart of 49-2 Pool Type Low Temperature Heating Reactor heating circuit

表1 不同工况下主要运行参数对比Table 1 Comparison of main operational parameters under different conditions

由表1可看出，核能供热工况下，其堆功率降低很多，但一次水总流量相同，因此燃料元件包壳外表面的最高温度相对低，但供热工况下冷却剂的平均温度升高较大，可能给反应堆的安全运行带来一定的影响，因此，需对49-2泳池堆的各种典型事故进行安全分析，以确保堆在低温供热工况下依然具有固有安全性[6]。

本文针对49-2泳池堆用于城市低温供热的工况，分析了后果最为严重的1个超设计基准事故：全厂断电且未能紧急停堆(ATWS)事故，计算了该事故下一、二回路的热工水力瞬态参数，分析该事故下堆芯建立自然循环的过程，从而验证49-2泳池堆用于城市低温供热工况下的固有安全性，即验证其供热工况下的自然循环能力，同时，验证了在供热工况下49-2泳池堆的固有负反应性使反应堆达到安全状态的能力。事故分析前，对供热工况下的稳态参数与实验测得的运行参数进行对比，结果显示相关参数存在较小的偏差，即所建模型合理。事故分析后，将计算结果与49-2泳池堆满功率工况下全厂断电ATWS事故结果进行对比，经分析本次计算结果合理可信。

2 系统建模

本文使用的事故分析程序为RELAP5程序，该程序几乎涵盖了轻水堆核电厂所有的热工水力瞬变事故，如冷却剂丧失事故、全厂断电事故、给水丧失事故、失流事故以及各种事故叠加未能紧急停堆的预期瞬态事故等，目前已成为轻水堆核电厂热工水力分析和安全分析的基础。RELAP5程序已被用来分析各种工程实例，同时与多国实验室的实验数据进行验证和对比，已充分证实了该程序计算的准确性和可靠性[7]。

采用RELAP5程序对49-2泳池堆用于低温供热的一、二回路主要系统进行节点划分并建模，模型包括堆芯、热管段、主热交换器、冷管段、堆水池以及改造后的二回路主要系统，其节点图如图2所示。将堆水池划分为堆芯和堆芯上方水池。堆芯上方水池又自下而上划分为两部分，并且水池上方与大气相通。 冷却剂由堆水池流经堆芯通道，汇集到下联箱后经由热管段、主泵，通过主热交换器将热量导出至二回路，再由冷管段流回至堆水池内。堆芯划分为1个热通道和4个平均通道，分别是堆芯中间的22盒组件分为两个通道(节点图中320、330)，堆芯外围的22盒组件划分两个通道(节点图中350、360)。图中阴影部分表示为热构件，其他标号分别表示如下： 100，游泳池上方大气空间；200、210、220、230，堆水池；300，辐照孔道；310，旁通流道；320、330、350、360，堆芯平均通道；340，热通道；400，下联箱；410、420，热管段；433、443，主泵；520、620，主热交换器；640、650，冷管段；750，二次冷却水入口；758，二次冷却水出口。

图2 49-2泳池堆节点图Fig.2 Nodalization of 49-2 Pool Type Low Temperature Heating Reactor

3 全厂断电ATWS事故分析

反应堆在功率运行工况下，发生全厂断电事故，主泵开始惰转，假设此时应急泵无法正常启动，由于一、二回路强迫循环的丧失，导致堆芯流量迅速下降。同时，叠加了紧急停堆系统失效(即49-2泳池堆的安全棒及其控制棒均无法插入堆芯实现停堆功能)，随着强迫循环的丧失，堆芯流量迅速下降，冷却剂带出的堆芯热量开始减少，从而导致堆芯的燃料温度及冷却剂温度开始显著上升，由于49-2泳池堆在设计上具有的负温度反应性反馈系数，因此，燃料和冷却剂温度的快速升高将会引入负反应性，从而使反应堆进入次临界状态；另一方面，由于49-2泳池堆丧失强迫循环，燃料组件流道内的冷却剂被加热，随着堆芯内冷却剂温度的升高，所产生的向上的驱动压头逐渐增大，当向上的驱动压头大到能克服回路的阻力时，燃料组件内的冷却剂便开始自下向上流动，使堆芯建立自然循环，最终将堆芯产生的热量排出至堆芯上部的大气热阱[8]。

对于49-2泳池堆，要通过自然循环导出堆芯的衰变热，必然要经历堆芯冷却剂流动方向的反转，即发生流动逆转。由于49-2泳池堆是一个游泳池式的反应堆，其整个堆芯浸泡在一个大的水池之中，因此无法细致区分堆芯内向上与向下的冷却剂流动通道，为验证堆芯冷却剂在发生流动逆转时，是否能在短时间内实现流动的反转，本文通过 RELAP5/MOD3.2程序模拟回路中的堆水池、旁通流道、下联箱以及堆芯燃料通道，并使之构成了闭合的回路。

3.1 初始条件及假设

初始条件及假设为：1) 事故发生前反应堆运行在低温供热工况下，功率为800 kW，冷却剂流量为277.78 kg/s；2) 反应堆功率分布按堆芯实际功率分布；3) 堆水池水位取标高7.24 m，堆水池平均温度为58.3 ℃，堆芯出口温度为59.0 ℃；4) 两路外电源同时失电，应急冷却泵不动作；5) 冷却剂的漏流量为10%；6) 失电后，两台主泵断电，依靠惯性流量带走堆芯释热，主泵的转动惯量为2.8 kg·m2(失电后11 s主泵流量为0)；7)计算中仅考虑燃料和慢化剂的温度反应性反馈效应，不考虑空泡效应。

根据上述初始条件，进行低温供热工况的稳态计算，计算结果与低温供热实验测得的相关参数进行对比，结果列于表2。

表2 供热工况稳态计算结果与实验参数对比Table 2 Comparison between calculation results and experiment parameters under steady heating condition

根据供热面积计算，需要的热功率约800 kW，因此计算中堆功率为800 kW，而实际情况下，供热实验期间，49-2泳池堆实际运行功率最大值仅为350 kW，此时各办公楼的室内温度即达到了25 ℃，归纳原因如下：1) 3个回路的泵均有较大的发热量，经核算，泵的总发热量约为280 kW；2) 供热堆与办公楼最远距离约100 m，供热回路的热损失非常小。

因此供热实验期间，49-2泳池堆实际运行功率仅为350 kW，而计算分析中堆功率为800 kW，即计算假设足够保守。

3.2 验收准则

验收准则为：1) 反应堆处于次临界状态；2) 燃料元件包壳的最高温度低于其熔化温度650 ℃； 3) 燃料元件芯体的最高温度低于其熔化温度651 ℃。

3.3 计算结果分析

49-2泳池堆用于低温供热工况下，全厂断电ATWS事故分析的计算结果如图3所示。

在事故发生前，反应堆运行功率为800 kW，冷却剂流量为277.78 kg/s。0 s时刻，主泵失去电源，开始惰转，随着强迫循环的丧失，堆芯导出的热量减少，燃料及冷却剂温度将会迅速上升，约8.9 s燃料芯体温度达到峰值温度126.87 ℃，约11.6 s包壳表面温度达到峰值温度120.63 ℃。由于49-2泳池堆具有负温度反应性反馈效应，因此堆芯燃料和冷却剂温度的升高会使反应堆引入负反应性[9]，从而导致反应堆堆功率迅速下降；随着功率的不断下降，燃料芯体和包壳的最高温度又开始下降。

图3 低温供热工况全厂断电ATWS事故瞬态结果Fig.3 Transient results of SBO-ATWS accident under low temperature heating condition

图4 满功率工况全厂断电ATWS计算结果Fig.4 SBO-ATWS calculation result under full power condition

主泵惰转时间为11 s，即11 s时流经主泵的冷却剂流量为0，由于建模时将堆芯平均通道划分为4个通道，其中位于中心区域的22盒组件功率相对较高，因此，热通道和中间区域的燃料及冷却剂温度均升高较快，随着冷却剂温度的不断升高，密度减小，从而产生了向上的浮升力，在事故后9.8 s即克服了回路阻力，实现了流动的反转；而位于堆芯外围的22盒组件功率相对较低，其驱动压头相对较小，无法克服回路阻力，因此其冷却剂的流动与旁通流道的流动方向一致，始终为自上而下的流动。

最终堆芯通道320、330、340形成自下而上的流动，310、350、360通道形成自上而下的流动，即堆芯建立了稳定的自然循环。

随着堆功率的不断降低和堆芯自然循环的逐渐建立，燃料芯体、包壳表面温度和冷却剂温度均开始震荡下降。

为确保上述计算结果的准确性，在上述49-2低温供热模型的基础上，修改初始条件，计算了49-2泳池堆正常满功率运行的全厂断电ATWS事故，并与49-2游泳池反应堆(追溯性)安全分析报告的相关内容进行对比。

3.4 满功率工况下全厂断电ATWS事故结果

基本假设为：1) 事故发生前，反应堆运行在正常满功率工况下，堆功率3 500 kW，冷却剂流量为277.8 kg/s；2) 反应堆功率分布取堆芯的实际功率分布；3) 堆水池水位为7.24 m，水池内冷却剂温度为45.0 ℃，堆芯出口温度为48.0 ℃；4) 两路外电源同时失电，应急冷却泵不动作；5) 冷却剂的漏流量为10%；6) 失电后，两台主泵断电，依靠惯性流量带走堆芯释热，主泵的转动惯量为2.8 kg·m2(失电后11 s主泵流量为0)；7) 计算中仅考虑多普勒和慢化剂的温度反应性反馈效应(多普勒系数为-1.069×10-5Δk/k·℃，慢化剂温度系数为-1.001 6×10-4Δk/k·℃)，不考虑空泡效应。

满功率工况下，全厂断电ATWS事故分析的计算结果曲线如图4所示。

由计算结果可知，在断电事故发生前，反应堆运行功率为3 500 kW，冷却剂流量277.8 kg/s。0 s时刻，主泵失去电源，开始惰转，随着强迫循环的丧失，堆芯导出的热量减少，燃料及冷却剂温度将会迅速上升，约3.6 s燃料芯体温度达到峰值164.98 ℃，约9.7 s包壳表面温度达到峰值140.31 ℃。由于燃料和冷却剂温度的上升而引入负反应性，使反应堆功率迅速下降，且处于次临界状态；随着功率的迅速下降和自然循环的建立，燃料芯体和包壳的最高温度呈震荡下降的趋势；由堆芯流量变化曲线可知，位于堆芯中心区域的22盒组件在事故后8.9 s即克服了回路阻力，实现了流动的反转，建立起较稳定的自然循环。

上述计算结果与49-2游泳池反应堆(追溯性)安全分析报告的计算结果符合得非常好，燃料芯体及包壳表面峰值温度的相对偏差在10%以内，因此可说明本文所用的计算模型合理，计算结果可信。

3.5 计算结果对比

将49-2泳池堆在低温供热工况下，运行功率为800 kW的全厂断电ATWS事故计算结果与正常运行工况下，功率为3 500 kW的全厂断电ATWS事故计算结果进行比较，比较结果列于表3。

表3 计算结果对比Table 3 Comparison of calculation results

根据计算结果对比，得到如下结论。

1) 低温供热工况下的燃料芯体、包壳外壁以及冷却剂的最高温度均明显低于正常运行工况下的事故结果。这主要是由于49-2泳池堆用于城市供热期间的功率密度显著低于其正常运行工况的，虽然城市供热工况的冷却剂温度较高，但该工况下燃料元件在事故后的释热量相对较小。

2) 低温供热工况下，事故后实现流动逆转的时间要晚一些，且建立自然循环后的冷却剂流量相对较小。这主要是由于功率为800 kW的情况下，事故后堆芯的释热量相对较小，而且该工况下堆水池内的水温约为58 ℃，温度相对较高，因此堆芯通道内的冷却剂由于堆芯衰变热产生的驱动压头相对较小。所以实现流动逆转的时间较晚，且循环流量较小。

因此，虽然49-2泳池堆用于城市低温供热工况下的冷却剂温度显著高于其正常运行的冷却剂温度，但相较于49-2泳池堆正常运行工况下的全厂断电ATWS事故，49-2泳池堆用于城市低温供热工况下的燃料芯块和包壳表面峰值温度均相对低得多。

4 结论

计算分析了49-2泳池堆用于城市低温供热时，发生全厂断电事故且未能紧急停堆，根据计算结果得到如下结论：

1) 49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应，事故后由于燃料和冷却剂温度升高，从而引入一定的负反应性，可使反应堆处于次临界状态；

2) 事故后，堆芯可在很短的时间内建立稳定的自然循环，带出堆芯热量，即能通过自然循环方式将堆芯热量排出至堆芯上部大气热阱；

3) 事故后燃料元件表面峰值温度和燃料元件芯块最高温度分别为120.63 ℃和126.87 ℃，均远低于其相应的限值温度；

4) 相较于49-2泳池堆正常运行工况下的全厂断电ATWS事故，49-2泳池堆用于城市供热工况下的燃料芯块和包壳表面的峰值温度均相对低得多；

5) 49-2泳池堆用于城市低温供热具有显著的固有安全性。