中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究

李世锐，任丽霞，胡文军

中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究

李世锐，任丽霞*，胡文军

（中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413）

核电厂安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道实体屏障，对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。中国示范快堆的安全壳采用具有隔离功能和密封性功能等设计特点的厂房结构，合适地确定其设计基准是安全壳设计的首要问题。本文分析比较了世界钠冷快堆在安全壳设计时的内部机械载荷设计基准，提出示范快堆安全壳的设计应考虑假想堆芯解体事故（HCDA）及后续钠泄漏对安全壳的温度压力载荷影响。结合示范快堆的设计，确定了HCDA下安全壳内的事故情景。使用钠火分析软件对事故情景进行了热工计算，并对部分关键参数进行了敏感性分析。通过分析计算，得到示范快堆安全壳的热工设计参数。

安全壳；设计基准；HCDA；热工参数

安全壳是核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道包容实体屏障，对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。安全壳整体热工参数是安全壳设计的基础，直接影响安全壳总体设计方案的确定，因此开展安全壳热工设计研究是必需的。

本文通过调研世界钠冷快堆安全壳设计考虑的内部事故，并结合中国示范快堆实际设计情况，确定了示范快堆安全壳的内部机械载荷设计基准，并对设计基准下安全壳内的事故情景进行了假设。使用钠火计算程序对安全壳内的事故情景进行了计算，并对部分关键参数进行了敏感性分析。通过分析计算，结合工程经验判断，确定了示范快堆安全壳的热工设计参数。

1　安全壳内部机械载荷设计基准

1.1　钠冷快堆安全壳内部机械载荷设计基准研究

世界部分钠冷快堆安全壳内部机械载荷设计基准见表1。钠冷快堆在安全壳厂房设计中对于内部事故的考虑主要可以分为三类：① 假想堆芯解体事故（HCDA）释放机械能导致主容器边界发生破口或泄漏后主容器内的钠与安全壳内空气反应引起的钠火事故。例如，印度原型快堆PFBR考虑堆芯解体事故（CDA）下释放的机械能会导致主容器顶部旋塞等部件密封螺栓塑性延伸，一回路的钠通过密封间隙喷射进入安全壳中发生钠火造成安全壳压力温度升高。韩国商用快堆KALIMER-600考虑HCDA下释放的机械能冲击反应堆容器顶部封头，造成封头发生破口，之后覆盖气体逸出并且安全壳内空气进入主容器，主容器内的池火导致安全壳压力温度升高。② 钠设备或管道直接泄漏导致的安全壳内钠火事故。例如，美国原型快堆CRBRP考虑充满钠的一回路储钠罐在维修期间发生泄漏，原本充满惰性气体的储钠罐房间与安全壳上部空间直接相通，钠火导致安全壳温度压力升高。日本原型快堆MONJU考虑安全壳系统需能承受最大假想钠泄漏引起的温度压力增长。③ 不考虑导致厂房内压力温度明显增长的事故，无实际意义的安全壳，厂房为工业级建筑。例如，日本商用快堆JSFR在设计上采取了特殊的措施消除了CDA下堆芯再临界释放大量机械能的可能性，比如其特殊的燃料组件设计可使得CDA下堆芯熔融的燃料重定位可以受控，限制堆芯正的钠空泡效应等。同时钠管道全部使用双层管阻止泄漏的钠在厂房内燃烧。俄罗斯BN600反应堆未考虑CDA释放机械能或钠泄漏对厂房的影响。

表1　世界部分钠冷快堆安全壳内部机械载荷设计基准

续表

名称类型设计基准设计压力/kPa泄漏率/ （%DV/V/d） BN600示范/原型快堆方形的混凝土厂房结构，为工业级建筑，用于生物屏蔽和防范外部事件 KALIMER600商用快堆假想堆芯解体事故（HCDA）下导致的安全壳内钠火事故[6]501 S-PRISM假想堆芯解体事故（HCDA）下导致的安全壳内钠火事故[7]351 JSFR设计上消除CDA重新临界的可能，全部双层管避免厂房内钠火事故[8]

通过调研，可以得到如下结论：①具有承压设计要求的钠冷快堆安全壳，钠火事故是安全壳内机械载荷的主要来源。钠火事故可能是由HCDA下堆顶泄漏引起，也可能是管道或设备直接泄漏引起。②对于大部分池式钠冷快堆，管路系统较为简单，且考虑双层壁设计，安全壳机械载荷设计基准通常是HCDA下钠从堆顶泄漏的钠火事故。对于大部分回路式钠冷快堆，由于具有更为复杂的管道系统，管道泄漏的可能性更大，安全壳机械载荷设计基准通常是钠管道或设备的直接泄漏引起的钠火事故。

1.2　示范快堆安全壳内部设计基准分析

示范快堆为池式钠冷快堆，针对安全壳中可能的钠设备或管道泄漏，设计上安全壳内的钠管道全部为双层管，同时反应堆主容器外设置了保护容器，这种双层设计理念消除了钠设备或管道直接泄漏导致的安全壳内钠火事故的可能。

出于保守设计考虑，结合世界上大部分发展钠冷快堆的国家在安全壳的设计上考虑了带有机械能释放的HCDA及后续钠泄漏的温度压力载荷对安全壳的影响，示范快堆安全壳内部机械载荷设计基准选取定为HCDA。

示范快堆HCDA下安全壳内的事故情景如图1所示。HCDA下，主容器内部温度压力短时间内剧烈增长，用于密封堆顶旋塞间隙的锡铋合金密封性难以保证，这些间隙可能受到破坏，一回路的钠通过间隙a喷射进入安全壳大厅（保守考虑，忽略堆顶防护罩的防护作用），在安全壳内形成喷雾钠火，此为安全壳大厅热工计算的事故情景。未燃烧完的钠在地面聚集形成钠池，地面的高温可能破坏防护罩底部与堆坑隔离的实体结构，造成钠通过破口b进一步泄漏至堆坑，由于防护罩内的钠池为低压环境，通过破口b不会造成喷射，泄漏的钠在堆坑内形成池式钠火，此为安全壳堆坑热工计算的事故情景。

图1　示范快堆HCDA下安全壳内的事故情景

2　程序模型

使用FEUMIX程序和BOX程序分别进行安全壳大厅和堆坑事故情况下的热工计算。

2.1　FEUMIX程序模型

FEUMIX程序是法国辐射和安全研究院（IRSN）在喷雾钠火实验基础上开发研究的雾火计算程序。该程序用于计算压力管道破口后钠喷射形成喷雾后的事故后果，考虑了钠喷射后的完整过程，包括钠的点燃过程、燃烧发展过程以及熄灭过程。在快堆设施的尺寸范围内，程序提供了必要的数据评估建筑结构的完整性[9]。

图2　参数、R和 t 对钠燃烧速率的影响示意图

2.2　BOX程序模型

BOX程序是由俄罗斯物理和动力工程研究院（IPPE）开发和验证的钠冷快堆池式钠火事故分析程序，该程序描述了钠从快堆系统中溢出到房间地面或另外某些水平表面上时的池式燃烧，能够对房间气体介质的温度压力、建筑结构的温度、房间中钠燃烧产生的气溶胶浓度和气溶胶排放量等重要参数进行计算[10]。

程序采用的池式钠火模型与SPOOL程序一致。SPOOL程序为中国原子能科学研究院基于BOX程序模型开发的池式钠火分析程序，主要包括火灾房间计算模型、钠燃烧反应模型、热传递模型和质量传递模型等四个部分，具体见文献［11］。

3　热工参数计算分析

在安全壳大厅和堆坑热工计算时，不考虑大厅和堆坑之间的连通，认为大厅和堆坑为相对独立的空间。另外，计算时假设大厅和堆坑正常通风系统关闭。以上假设是保守的。

3.1　安全壳大厅计算

示范快堆在HCDA下的钠泄漏量计算见文献［12］。在单相流保守条件下1 s内总钠泄漏量为601.4 kg，在两相条件下钠泄漏量为单相泄漏量的86.7%，即521.4 kg。以单相流计算的钠泄漏量601.4 kg为基准，并在此基础上进行一定的不确定性考虑，注意到两相条件下钠泄漏量计算结果为单相计算结果的约85%，以泄漏量基准值增加和减少15%并取整作为钠泄漏量不确定性计算的上下限值。经计算，上下限值分别为700 kg和500 kg，则不确定计算中钠泄漏质量取值分别为500 kg、601.4 kg和700 kg。另外钠滴最大燃烧比率具有一定的不确定性，分别计算了50%、75%和100%下的情况。安全壳大厅计算的主要输入参数如表2所示。

表2　安全壳大厅计算主要输入参数

续表

参数单位数值 钠温度K1 073 钠滴最大燃烧比率%50/75/100 钠滴在空气中的燃烧时间s0

不同钠泄漏质量和钠滴最大燃烧比率下大厅最高压力和温度计算结果如表3所示。可以看到，钠泄漏质量不变，随着钠滴最大燃烧比率的增加，大厅最高压力和最高温度增加；钠滴燃烧比率不变，随着钠泄漏质量增加，大厅最高压力和最高温度增加。变化趋势与预期相符。在钠泄漏质量700 kg，钠滴最大燃烧比率100%情况下，大厅最高压力和最高温度最大，分别为107 323.3 Pa（表压6.1 kPa）和337.5 K。

表3　不同钠泄漏质量和钠滴最大燃烧比率下大厅最高压力和温度计算结果

3.2　安全壳堆坑计算

从堆顶防护罩底部泄漏进入堆坑的钠质量同样具有一定的不确定性，计算考虑了进入堆坑形成的钠池质量分别为500 kg、601.4 kg和700 kg的情况。堆坑地面布置漏钠接收抑制盘，可有效接收泄漏的钠并使进入盘内的钠与空气隔绝。漏钠接收抑制盘可使93%～97%的泄漏钠不致燃烧[13]，计算时保守取值90%。钠池的燃烧面积设计基准取值4.5 m2，在此基础上计算了2 m2和6 m2下的情况。安全壳堆坑计算主要输入参数如表4所示。

表4　安全壳堆坑计算主要输入参数

不同钠池质量和钠池面积下堆坑最高压力和温度计算结果见表5。可以看到，钠池质量不变，在计算范围内随着钠池面积增加，堆坑最高压力和最高温度增加；钠池面积不变，随着钠池质量增加，堆坑最高压力和最高温度增加。在钠池质量为700 kg，钠池面积为6 m2情况下，堆坑最高压力和最高温度最大，分别为113 943.6 Pa（表压12.7 kPa）和371.4 K。

表5　不同钠池质量和钠池面积下堆坑最高压力和温度计算结果

3.3　小结

在选取的计算条件下，反应堆大厅最高压力和最高温度最大分别为107 323.3 Pa（表压6.1 kPa）和337.5 K，堆坑最高压力和最高温度最大分别为113 943.6 Pa（表压12.7 kPa）和371.4 K。根据计算结果，结合工程实际，并考虑后期安全壳密封性试验的可行性，安全壳大厅的设计压力建议为15 kPa（表压），设计温度343 K（70 ℃），安全壳堆坑的设计压力建议为15 kPa（表压），设计温度373 K（100 ℃）。

4　结论

根据目前的设计，无可信的事故导致中国示范快堆安全壳承受较大的温度和压力载荷。出于保守考虑，并参考国外钠冷快堆安全壳设计经验，提出示范快堆安全壳的内部机械载荷设计基准为HCDA，并对事故情景进行了分析和敏感性计算。通过计算分析，得到示范快堆安全壳热工设计参数，建议安全壳大厅设计压力15 kPa（表压），设计温度343 K（70 ℃），安全壳堆坑的设计压力建议为15 kPa（表压），设计温度373 K（100 ℃）。

［1］ Wolfe B.，Riley D.R.，et al. CONCEPTUAL DESIGN OF THE BACKUP REACTOR SYSTEM FOR THE FAST FLUX TEST FACILITY［R］．United States：General Electric Company，August 1967.

［2］ Oeynhausen H.，Morgenstern F.，et al. DESIGN REQUIRE- MENTS FOR THE SNR-300 CONTAINMENT SYSTEM［C］//Proceedings of the International Meeting on FAST REACTOR SAFETY AND RELATED PHYSICS. Chicago：American Nuclear Society，1976：452-458.

［3］ Ashwin Kumar，Ramana M.V. Compromising Safety：Design Choices and Severe Accident Possibilities in India’s Prototype Fast Breeder Reactor［J］．Science and Global Security，2008，16（3）：87-114.

［4］ Clinch River Breeder Reactor Project Preliminary Safety Analysis Report［R］．Volume 6，1982.

［5］ Agrawal A. K. Comparison of CRBRP Design Basis Events with Those of Foreign LMFBR Plants［R］．Brookhaven National Laboratory，1983.

［6］ KALIMER-600 Conceptual Design Report［R］．KOREA ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE，2007.

［7］ BOARDMAN C. E. Containment Performance of S-Prism Under Severe Bdb Conditions. Nuclear Energy Division，FR0200413［P］．

［8］ Tomohiko Yamamoto，Atsushi Katoh，et al. Design Evaluation Method of Steel-Plate Reinforced Concrete Structure Containment Vessel for Sodium-Cooled Fast Reactor［J］． Journal of Disaster Research，2012，7（5）：645-646.

［9］ L.Rigollet-Pichon，J.C. Malet. The Modelling of Sodium Jet Fires in A Global Computer Code-Feumix ［C］//IAEA Technical Committee Meeting on Evaluation of Radioactive Materials Release and Sodium Fires in Fast Reactors. Japan：O-arai Engineering Center，1996：357-367.

［10］ IVANENKO V.N.，PROGONNOVA L.M.，N.N. BAKUTA. The BOX Computer Code［C］//Proceedings of an Interna- tional Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Russia，1994.

［11］喻宏．快堆钠火分析研究［D］．北京：中国原子能科学研究院，2000.

［12］孙博文．基于FLUENT的示范快堆假想堆芯解题事故下钠泄漏量评估与计算［D］．北京：中国原子能科学研究院，2019.

［13］徐銤．中国实验快堆的安全特性［J］．核科学与工程，2011，31（2）：116-126.

The Containment Thermal Parameters Design and Study on China Demonstration Fast Reactor

LI Shirui，REN Lixia*，HU Wenjun

（Department of Reactor Engineering and Technology Research，China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

The containment of nuclear power plant is the final physical barrier preventing the release of radioactive material. It plays a key role in mitigating the radioactive consequences during severe accidents. The containment of China demonstration fast reactor adopts a concept of concrete structure with the function of isolating and sealing. The first question of containment design is how to determine the design basis reasonably. This paper compares the inner mechanical load design basis of sodium cooled fast reactor containment in the world，and proposes that the pressure and temperature consequence of hypothetic core disrupture accident（HCDA）and subsequent sodium leakage to the containment should be considered. Combining the design of China demonstration fast reactor，the accident scenario in the containment is determined. Sodium fire analysis software is used for the calculation of the accident scenario，and sensitivity analysis is carried out for some key parameters. Based on the calculation and analysis，the thermal parameters of China demonstration fast reactor are determined.

Containment；Design basis；HCDA；Thermal parameter

TL48

A

0258-0918（2021）05-1023-06

2020-12-21

李世锐（1990—），男，安徽蚌埠人，助理研究员，现主要从事反应堆安全方面研究

任丽霞，E-mail：lixia.ren@139.com