民用小堆SGTR防满溢设计改进

刘立欣，刘　展，王　喆

民用小堆SGTR防满溢设计改进

刘立欣，刘展，王喆

（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

民用小堆因单位功率下的蒸汽发生器（SG）汽空间偏小，稳压器容积和SG传热管内径偏大等特点，会引起蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故快速满溢。本文采用RELAP5程序对民用小堆SGTR事故开展了优化措施研究，并提出极限单一故障下防止SG发生满溢的工程可行方案，即增加SG高水位排放液体的溢流管线或提高二次侧设计压力且同时增加自动的安注闭锁信号，保证在事故过程中蒸汽发生器不满溢和放射性排放满足限值要求。在民用小堆专设设备基本不变的前提下，针对系统进行了优化，极大地提升了安全性，为民用小堆设计改进提出了工程可行方案。

蒸汽发生器传热管破裂；SG满溢；主闸阀单一失效；溢流管线

1　概述

民用小堆采用两环路强迫循环压水堆方案。主系统由反应堆压力容器（RPV）、稳压器（PRZ）、两台饱和式蒸汽发生器（SG）、两台主泵（轴流泵）、主管道（包括热段、过渡段和冷段）和4台主闸阀组成，如图1所示。

蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）是民用小堆需考虑的一种设计基准事故，分析中考虑一根蒸汽发生器传热管完全断裂。与传统电厂和非能动电厂相对功率来比，民用小堆SG汽空间较小，稳压器容积偏大且SG传热管内径较大，如表1所示，导致SGTR事故期间SG将较快发生满溢，需要操纵员较短时间内（小于10 min）动作才可缓解事故，不能满足核安全法规中相关时间的要求。为了使改进方案更具有工程可行性和可实施性，在不改变原有设计的情况下采用对系统进行设计优化的措施来缓解SGTR事故，保证在事故过程中蒸汽发生器不满溢或放射性排放满足限值要求，这也是本论文的难点所在。

图1　民用小堆反应堆系统简图

表1　典型压水堆主要参数对比

2　SGTR瞬态分析

2.1　程序适用性评估

本分析采用RELAP5程序进行模拟。RELAP5以非均匀非平衡的两流体模型为基础，采用快速半隐式数值方法进行求解。RELAP5可以对轻水堆系统中诸如大破口失水事故、小破口失水事故、未能紧急停堆的预计瞬变以及给水丧失、失去厂外电源、全厂断电、汽轮机脱扣等进行模拟，即几乎可以覆盖核电厂所有热工水力瞬变和事故谱。此外，RELAP5 还包括各种部件过程的模型，如管道、泵、安注箱、阀门、电加热器、汽轮机、分离器、控制系统部件。此外还对一些特殊过程建立了分析模型，例如流道面积突然变化、分支、壅塞流、硼跟踪、不凝气体迁移等引起的效应。SGTR事故中最关键的现象是事故发生初期的破口临界流以及一、二次侧的换热等，这些现象RELAP5程序都能有效模拟。

当发生临界喷放时，喷放过程包括单相流动和多相流动，在RELAP5程序中，临界流模型包括单相过冷液体临界流、两相临界流以及单相气/汽临界流模型。目前常用的临界流模型有Henry-Fauske模型、Moody模型、HEM模型等。RELAP5程序中包含有Ransom-Trapp模型、Henry-Fauske模型及Moody模型等。满足预测临界喷放的计算需求。对于换热现象，RELAP5程序提供了多种换热模型，包括单相液换热，两相换热，以及汽相换热，这些模型及其适用范围足够覆盖目前民用小堆运行参数范围。综上，RELAP5程序对本分析来说是适用的。

2.2　原设计SGTR瞬态评估

SGTR事故分析假设发生反应堆功率运行时，这样反应堆冷却剂带有堆芯以燃料棒极限破损量连续运行的放射性，因带放射性的冷却剂经传热管破口流入二回路，将导致二回路系统放射性增加。事故过程中保守假定在事故期间通过蒸汽旁排系统至冷凝器排放失效，放射性将会通过蒸汽发生器大气释放阀排入大气。（见图2）

SGTR事故分析中保守考虑主闸阀极限单一故障未能关闭，反应堆冷却剂从一次侧向二次侧泄漏，反应堆冷却剂压力及稳压器水位开始降低（见图3和图4），当稳压器压力降到低压力反应堆停堆信号时，反应堆紧急停堆，反应堆功率下降，反应堆停堆信号后5 s保守假设丧失电源，反应堆冷却剂泵因失电开始惰转，反应堆停堆信号后延迟32 s余热排出系统投入，随着反应堆冷却剂的压力进一步下降，达到稳压器低压力S信号整定值与SG二次侧高放射性信号符合时，主给水和主蒸汽管线隔离阀关闭，安注投入，假设破损环路两主闸阀故障无法关闭（单一故障）。假设SG二次侧高放射性信号叠加稳压器低压力安注信号后10 min操作员手动隔离两环路安注。在此事故过程中破损SG约400 s发生满溢（见图6），SG安全阀存在过水卡开的风险（见图7），不满足验收准则。事件序列如表2所示。

表2　SGTR事件序列

图2　破口流量变化

图3　RCS压力变化

图4　稳压器水位变化

图5　SG二次侧压力变化

图6　SG水容积变化

图7　SG安全阀排量

3　防满溢解决措施

为解决第2节中SG安全阀过水卡开问题，即避免SGTR瞬态过程中SG发生满溢，提出多种解决措施，并做了多个敏感性分析方案，具体措施及结果如表3所示。

结合民用小堆工程实施及SGTR事故分析结果，表3中后2个方案具有一定的工程可行性，故提出以下2个解决方案。

表3　解决措施及结果

3.1　提高SG及管线的设计压力

目前民用小堆二次侧的设计压力为7.0 MPa，SG安全阀的开启压力为6.7 MPa。当SGTR事故下考虑主闸阀单一失效无法关闭，考虑安注有效，二次侧压力最高升高到14.0 MPa（如图8所示），若新增稳压器低压力叠加SG高放射性信号符合信号闭锁安注投入，可提高二次侧设计压力至约9.0 MPa（如图9所示，二次侧压力最高升至8.6 MPa），可使SG安全阀不开启，保证放射性不发生排放。已和相关设计单位确认可实现二次侧设计压力提高至9.0 MPa，具有工程可行性。

3.2　增加溢流管线

通过增加两台SG或破损SG到废水箱之间的溢流管线来防止SG满溢。当破损SG水装量达到某一整定值时开启溢流管线（需新增相应的管道和阀门以及安全级的开启信号）。由于安注流量较大，对SGTR事故的影响较大，故分析中分别考虑。

图8 一、二次侧压力（安注有效）

以增加SG之间的溢流管线和相关阀门为例，通过增设破损SG到完好SG之间的溢流管线，且增加稳压器低压力叠加SG高放射性符合信号闭锁安注投入的信号，当破损SG水装量高于7.5 m3时开启溢流管线流量，由两SG之间的压差驱动流量从破损SG流向完好SG，直到两SG压差为0，两台SG水位同步升高。分析结果显示破损SG不会发生满溢，有0.6 m3的满溢裕量，且过程中SG安全阀不会开启（破口流量和SG水体积变化见图10和图11，事件序列见表4）。

图9　一、二次侧压力（安注闭锁）

图10　破口流量变化（工况1）

图11　SG水容积变化（工况1）

表4　SGTR事件序列对比

3.3 推荐改进方案

结合民用小堆设计及SGTR事故缓解的改进措施，综合考虑民用小堆特点和方案的可行性，最终推荐提高二次侧设计压力或增加溢流管线来实现，以下两方案具有工程可实施性，通过优化系统设计，提升了安全性，有效缓解了SGTR事故，两方案具体内容如下：

（1）增加安全级的闭锁安注投入信号（稳压器低压力叠加SG高放射性信号符合信号），提高SG二次侧及管线的设计压力为9.0 MPa，可使SG安全阀不开启，保证放射性不发生排放，该方案切实可行，工程可实施性高。

（2）增加安全级的闭锁安注投入信号（稳压器低压力叠加SG高放射性信号符合信号），增加破损SG到完好SG之间的溢流管线，当破损SG水装量高于7.5 m3时开启溢流管线流量，破损SG不会发生满溢，且过程中SG安全阀不会开启，该方案同样具有一定的工程可实施性。

4　结论

根据原民用小堆设计，由于单位功率下SG汽空间偏小，稳压器容积和SG传热管内径偏大等特点，会引起SGTR事故破损SG快速满溢，不满足安全准则。本文首次对民用小堆SGTR事故进行全面分析，理论分析了引起破损SG满溢的原因，做了优化措施研究，提出了主闸阀单一失效下防止SG发生满溢可行的工程解决方案，解决了SGTR事故发生满溢并需要操纵员短时间内干预的问题，极大地提升了小堆安全性，为民用小堆的安全审评奠定了坚实的基础。

［1］ 孙汉虹，等．第三代核电技术［M］．北京：中国电力出版社，2010：38.

［2］ 车济尧，曹学武．秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究［J］．核动力工程，2005，26（3）：2．

［3］ 杨磊，伊雄鹰，陈玉清．海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发［J］．原子能科学技术，2017，51（11）：4．

［4］ 宋仕钊，刘兴民，郭春秋．等．海洋核动力平台堆芯子通道分析［J］．原子能科学技术，20116，50（12），3．

［5］ LIU Lixin．Research on impact of pressurizer heater block on SGTR overfill analysis，ICONE25-66479［R］．Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, 2017：2-4．

Steam Generator Tube Rupture Analysis for Civilian Small Module Reactor and Measures to Prevent SG Overfill

LIU Lixin，LIU Zhan，WANG Zhe

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute，Shanghai 200233，China）

Because of the smaller SG steam space, larger pressurizer volume and SG tube radius of civilian small module reactor, SG can be overfill soon after steam generator tube rupture (SGTR) accident. Study on optimized measures has been done with RELAP5 code for SGTR of ocean nuclear power platform. And the engineering feasible solutions to prevent the SG overfill are also provided, including adding flooding line to drain water or increasing secondary design pressure, as well as adding auto safety injection block signal, to ensure that the SG overfill doesn’t occur and radioactivity satisfy meets the limiting value. The system is optimized with the same equipment, and the safety is greatly enhanced, engineering feasible solutions are provided for civilian small module reactor.

Steam generator tube rupture; SG overfill; Single failure of brake valve; Flooding line

TL48

A

0258-0918（2022）02-0297-06

2021-04-29

刘立欣（1987—），女，辽宁营口人，高级工程师，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力方面研究