钟明君，蒋孝蔚，杨 帆，刘 余

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都）

引言

安全壳作为核动力装置放射性物质包容的最后一档屏障，需通过控压排热保证其在事故下的结构完整性。然而，由于小型核动力装置空间尺寸的限制，当发生质能释放类事故后，安全壳超压风险相较大型安全壳更为显著。此外，考虑到核动力模块化建造、经济性提升等需求，在对其开展安全壳控压排热设计时，不仅需保证其安全功能的实现，还应瞄准“小型化、轻量化”目标。

小型核动力安全壳控压排热的关键是预防事故后安全壳早期超压失效，传统能动方式，如安全壳喷淋，由于受控制信号延迟时间、泵阀开启时间的限制难以及时应对安全壳早期的快速升温、升压。而非能动技术因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点，十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。目前，沸水堆型核电厂、模块化小堆[1-3]等已有非能动抑压冷却技术[4-6]的应用先例，即借助事故后自然形成的压差作用，将释放到安全壳的高能汽水排入额外设置的抑压水池进行冷凝，从而实现快速抑压。

采用水源集成共用的思想将抑压水源与安注水源集成，可进一步缩减水源配置，实现压水堆小型化、轻量化设计。然而集成系统在事故工况下会呈现更为复杂的耦合效应，如失水事故下的质能释放将导致安全壳升温升压，安全壳压力的变化反过来会影响破口流量；抑压过程将导致抑压-安注集成水源升温，从而在安注过程中对堆芯冷却造成不利影响。传统分离式热工水力分析方法无法准确反映集成系统下复杂耦合效应。因此，本研究采用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法开展计算分析，研究集成系统的抑压-安注特性，平衡安全壳抑压功能与安注功能的需求，对集成系统的事故的耦合效应进行量化，通过水源初始温度、抑压容量等敏感性分析，为水源集成方案设计及关键参数的选取提供借鉴。

1 非能动抑压与安注集成概念方案

本研究采用水源集成共用的思想将抑压水源与安注水源集成，实现压水堆小型化。当发生失水等质能释放类事故后，高能流体由破口释放至安全壳，导致安全壳升温升压；在压差作用下，安全壳内水蒸气及不凝气体通过排管进入抑压水箱，与抑压水源发生直接接触冷凝，从而迅速抑制安全壳升压；同时，不凝气体由水箱逸出，进入抑压气空间。当达到安注信号整定值后，安注泵由抑压水源取水，注入堆芯。基于该思路，可构建非能动抑压与安注集成概念方案，见图1。

图1 非能动抑压与安注集成概念方案

在该方案下，反应堆冷却剂系统、安全壳和抑压水源在事故运行工况下会存在较强烈的耦合效应。主要体现在以下两方面：

（1） 抑压能力影响安全壳升温升压状态，从而影响破口质能释放。

（2） 抑压过程导致安注水源升温，从而影响堆芯冷却能力。

2 反应堆冷却剂系统- 安全壳耦合分析方法

传统失水事故及安全壳响应分析采用分离式的热工水力分析方法[7-8]。即通过假定一保守的安全壳压力作为系统分析程序模拟破口的背压边界，计算得到质能释放量；进一步，将该质能释放量作为输入，通过安全壳响应分析程序计算安全壳升温升压。为准确反映集成系统耦合效应，本研究通过将传统的系统分析程序与安全壳响应程序进行耦合，开展集成系统特性分析。对于水力学问题，其耦合接口的设计见图2。在系统分析程序和安全壳响应程序中分别设置时间相关控制体作为标量耦合接口，传递温度、压力、相组成参数，通过设置时间相关接管传递流速。

图2 耦合接口示意

在采用耦合分析方案对非能动抑压-安注集成方案进行模拟时，反应堆冷却剂系统采用系统分析程序建模，安全壳采用安全壳分析程序建模。建模示意见图3。其中，CON 表示安全壳大空间；SUP1 表示抑压水池；SUP2 表示抑压气空间。灰色框图为耦合接口，分别为破口接口和安注接口。

图3 耦合建模示意

3 非能动抑压与安注集成特性分析

本研究选取稳压器波动管双端断事故，通过水源初始温度敏感性分析和抑压容量敏感性分析，研究非能动抑压及安注集成特性。主要分析的工况清单见表1。

表1 分析工况清单

3.1 水源初始温度敏感性分析

分别设置三组不同工况，水源初始水温依次为50℃（工况1）、65 ℃（工况2）、80 ℃（工况3），其中假设抑压水容积和气空间均为20 m3。事故后安全壳压力、抑压-安注水源温度、堆芯液位及燃料包壳最高温度随时间的变化分别见图4-图7。对比分析发现，水源初始温度对安全壳压力响应的影响并不明显，然而对堆芯冷却能力会造成显著影响。随着初始水温的升高，抑压冷凝作用对水源的加热使其过冷度更低。当该抑压水源作为安注水注入堆芯后，不同工况下的堆芯状态呈现出显著差异：水源初始温度越高，堆芯裸露时间越长，从而造成更高的PCT。对于初始水温为80 ℃（工况3）的工况，PCT 达到1 238 ℃，超过了失水事故限值（1 204 ℃）。

图4 安全壳压力（工况1- 工况3）

图5 抑压- 安注水源过冷度（工况1- 工况3）

图6 堆芯水位（工况1- 工况3）

图7 燃料包壳峰值温度（工况1- 工况3）

3.2 抑压容量敏感性分析

抑压容量反映事故下的抑压能力，主要取决于抑压水容积和气空间容积。工况1（水容积：20 m，气空间：20 m）和工况4（水容积：15 m，气空间：15 m）中安全壳压力、抑压-安注水源温度、堆芯液位及燃料包壳最高温度随时间的变化分别见图8-图11。可以看出，随着抑压容量的降低，安全壳抑压减弱，压力的上升幅度更高，对破口喷放有一定抑制作用，两个工况下的水源过冷度则没有呈现明显差异。对于工况1，燃料包壳峰值温度没有出现不可控飞升。

图8 安全壳压力（工况1、工况4）

图9 抑压- 安注水源过冷度（工况1、工况4）

图10 堆芯水位（工况1、工况4）

图11 抑压- 安注水源过冷度（工况1、工况4）

4 结论

本研究瞄准压水堆核动力“小型化、轻量化”设计目标，提出采用水源集成共用思想的非能动抑压与安注功能集成概念设计，采用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法对集成系统的事故下的耦合效应进行量化，通过水源初始温度、抑压容量等敏感性分析，为水源集成方案设计及关键参数的选取提供了借鉴。主要得出以下结论：

（1） 非能动抑压与安注功能集成会导致反应堆冷却剂系统、安全壳和抑压水源在事故工况下存在较强烈的耦合效应。主要体现在：抑压能力影响安全壳升温升压状态，从而影响破口质能释放；抑压过程导致安注水源升温，从而影响堆芯冷却能力。

（2） 采用耦合分析方法能够有效反映集成系统的耦合效应，并挖掘事故分析裕量。敏感性分析结果表明：抑压-安注水源初始温度对安全壳压力响应的影响不明显，随着初始水温升高，堆芯冷却能力大幅下降，当初始水温为90 ℃时，燃料包壳峰值温度超出限值；降低抑压水容积和气空间容积虽然会削弱安全壳抑压能力，但有助于堆芯冷却。