邱志方　李峰　张卓华　喻娜　周科

【摘 要】模块式小堆采用一体化的设计，其二次侧采用OTSG技术。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点，但是其二次侧水装量小，热惯性差，当发生二次侧丧失热阱事故时，可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走，威胁反应堆的安全。本文选取最典型的二次侧热阱丧失事故进行研究分析，分析表明模块式小堆的设计可以保障在二次侧热阱丧失事故情况下维持反应堆的安全性。

【关键词】模块式小堆；二次侧热阱丧失；事故分析

随着全球核电的发展，越来越多的国家逐步关注小型核电站的开发和应用。IAEA也表示鼓励和支持发展具有良好安全性和经济性的中小型核电站[1]。中国核动力研究设计院基于压水堆的设计经验采用一体化化的设计思路，开展了模块式小型堆的设计研究。

模块式小堆采用直流式蒸汽发生器（OTSG）。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点，但是其二次侧水装量小，热惯性差，当发生二次侧丧失热阱事故时，可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走，导致冷却剂温度和压力迅速升高，威胁反应堆的安全。因此有必要针对模块式小堆的二次侧热阱丧失事故进行研究分析，论证模块式小堆的安全性。

1 模块式小堆简介

中国核动力研究设计院研发的模块式小型压水堆采用屏蔽式主泵、直流蒸汽发生器等技术，设计中采用非能动的堆芯冷却与余热排出设计理念，形成非能动式一体化设计方案，如图1所示，模块式小堆的主要设计参数列于表1。

2 二次侧热阱丧失事故分析

模块式小堆可能存在的二次侧热阱丧失类事故为外部负荷丧失事故、汽轮机事故停机事故、主蒸汽隔离阀误关闭事故、非应急交流电源丧失事故、正常给水流量丧失事故、给水管道破裂事故等。其中非应急交流电源丧失事故最具有典型性和代表性，这是因为非应急交流电源丧失将导致二次侧给水停运同时导致一次侧反应堆冷却剂泵停运，即二回路排热减少与反应堆冷却剂流量衰减同时发生，这进一步降低一回路冷却剂排出堆芯释热的能力。本文将针对模块式小堆的非应急交流电源丧失事故进行研究分析，论证模块式小堆在二次侧热阱丧失事故情况下的安全性。

2.1 分析准则和方法

非应急交流电源丧失事故导致二次侧热阱丧失的同时反应堆冷却剂流量衰减，进一步导致堆芯热量导出能力降低，导致冷却剂温度与压力升高，可能导致堆芯发生DNB，威胁反应堆的安全性。参考NB/T 20035-2011[2]，非应急交流电源丧失事故为II类工况，其事故分析准则为不发生DNB，事故过程中的DNBR必须高于限值（1.35），必须保证堆芯余热长期排出。

采用RELAP5 [3]程序对模块式小堆进行模拟分析。分析中从使事故后果最恶劣的角度进行考虑初始的反应堆功率、温度、压力的偏差取值，保守的中子学参数反馈系数，保守的衰变热曲线等。事故过程中不考虑非安全级系统的缓解作用，如不考虑二次侧的启停给水系统，二次侧旁排系统等。

2.2 分析结果

表2给出了非应急交流电源丧失事故短期研究的事件序列，图2和图3分别给出了事故过程中的压力和DNBR随时间变化的曲线。结合表2和图2、图3可知，当非应急交流电源丧失事故发生后，反应堆冷却泵的流量快速衰减，由冷却剂泵低转速快速触发停堆保护，同时由于二次侧给水流量丧失，堆芯能量不能被及时导出，冷却剂温度和压力快速升高，稳压器将开启安全阀进行卸压，事故过程中最小DNBR值为1.62，满足安全分析限制准则。

表3给出了非应急交流电源丧失事故长期研究的事件序列，图4和图5分别给出了事故过程中冷却剂平均温度和非能动余热排出系统（PRS）的排热能力随时间变化的曲线。结合表3和图4、图5可知，事故后由于反应堆压力快速升高，非能动余热排出系统将由稳压器压力高1与紧急停堆信号符合信号触发投入，带走堆芯余热。事故过程中将由反应堆入口温度低导致CMT投入，CMT水箱中冷水投入将快速降低反应堆冷却剂温度，随着衰变热的持续释放与前期PRS的排热能力小于衰变热，反应堆的压力和温度有一个先下降后上升而后再下降的过程，大约在10小时后PRS的排热能力和堆芯衰变热将达到平衡，持续带走堆芯余热，维持反应堆的安全。

3 结论

本文针对模块式小堆二次侧热阱丧失事故进行分析研究，分析结论如下：

1）模块式小堆在二次侧热阱丧失事故中非应急交流电源丧失事故最为恶劣与典型；

2）模块式小堆的设计可以保证在二次侧热阱丧失事故维持反应堆的安全性。

【参考文献】

[1]IAEA. Advances in SMR Technology development[R]. Vienna： IAEA， 2014.

[2]压水堆核电厂工况分类 NB/T 20035-2011[S].

[3]REALP5/MOD3 code manual[R]. USA： Idaho national laboratory， 1995.

[责任编辑：杨玉洁]