M310核电站非能动安全改进措施研究

邹 象，郎明刚

(清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084)



M310核电站非能动安全改进措施研究

邹 象，郎明刚

(清华大学 核能与新能源技术研究院，北京 100084)

本文利用MELCOR1.8.5程序建立了典型的M310核电站的严重事故模型，基于该模型设计了多种非能动的缓解措施，针对由全厂断电诱发的严重事故，模拟研究了这些非能动安全措施的缓解效果。研究结果表明：在全厂断电事故下，堆芯补水箱系统、堆腔注水系统、非能动余热排出系统均能有效地投入使用，并显著地延缓事故的发展，将核电站稳定在一个安全的状态，为人工干预赢得更多时间。

M310核电站；非能动系统；全厂断电；MELCOR1.8.5程序

我国目前的主流堆型几乎都源自于法国阿海珐的M310核电站技术，如何对M310核电站进行合理有效的改造，提高其安全性能对我国核电发展有着重要意义。

先进轻水堆已成为了核电发展的主力堆型。改进型和非能动型是先进轻水堆的两个发展方向[1]，其安全性均达到了第3代反应堆的要求。

其中，非能动安全理念是利用自然循环、蓄热、蒸发、热传导、密度差重力驱动等一系列固有的物理规律，使得安全设备的投入及作用毋需人为的干预及外部能源，就能很好地实现其安全功能。非能动安全既能使得安全设备能脱离外部能源而自主工作，又能不依赖于人为干预，使得反应堆的安全性大幅增加[2]。

本文利用MELCOR1.8.5程序对典型M310核电站进行建模与计算。在原电厂模型的基础上加入多种非能动缓解措施，进行全厂断电(SBO)事故进程模拟计算与敏感性研究，以得到一套可缓解事故后果的非能动措施设计方案。

1 MELCOR计算模型介绍及全厂断电事故计算

利用MELCOR1.8.5程序[3]对典型M310核电站[4]进行建模，模型主要由反应堆回路、汽轮机回路和发电机回路组成。其中反应堆回路为三环路系统，每个环路都有一台蒸汽发生器和主泵，但只在一环路上设有稳压器。本文研究核电站的全程断电事故序列，事故中所有的能动设备均无法投入。

为简化系统，本模型的控制体采用两环路划分：即一个环路带有稳压器，另外两个没有稳压器的环路合并为一个环路。

1.1 MELCOR模型划分

图1 一回路控制体及流道模型 Fig.1 Model of control volume and flow path for primary loop

MELCOR模型[5]中，一回路控制体及流道模型如图1所示，同时，本文着重加入非能动安全措施，所以对安全壳各设施及空间排布也需要关心，安全壳内各部分的控制体模型如图2所示，各控制体名称列于表1。

图2 安全壳控制体模型Fig.2 Model of control volume for containment

表1 控制体名称Table 1 Control volume name

堆芯几何划分如图3所示。本模型中，将堆芯分为4环14层，由下往上进行排序，第1、2层为下腔室，下隔板为第3层，第4到第13层为活性区，第14层为非发热区。

图3 堆芯几何划分Fig.3 Division of core geometry

1.2 计算参数

本文建立的MELCOR模型以及后续事故过程模拟计算中，所采用的典型M310核电站参数、控制信号及模型失效假设列于表2～4。

表2 计算参数Table 2 Calculation parameter

表3 主要控制信号Table 3 Primary control signal

表4 主要失效假设Table 4 Primary failure hypothesis

1.3 全厂断电事故计算

利用MELCOR1.8.5程序对典型M310核电站模型进行全厂断电事故序列模拟计算。

由于电站主泵采用轴封注水设计，当全厂断电后，主泵开始惰转降速，失去轴封注水，形成一回路小破口，模拟为在冷管段产生一直径为25 mm的小破口[6]。事故序列列于表5。

表5 全厂断电事故序列Table 5 Sequence of SBO

事故发生之后成功停堆，如图4所示，由于标高为8 m的小破口的存在，堆芯压力和水位均迅速下降。水位降至8 m后，冷却剂主要通过轴封注水破口以气态流失，在一段时间内，压力和水位分别维持在8 MPa和8 m左右。绝大部分衰变热都通过破口冷却剂的流失带走，所以堆芯水位会持续下降，但是由于破口较小，压力主要由一回路冷却剂温度决定，所以依然维持在8 MPa水平，直至1.61×104s,堆芯水位下降至2.75 m,下封头失效，压力容器失压。在这一过程中，唯一可能投入的安全设备为中压安注(ACC)系统，而其启动条件为堆芯内压力低于4.4 MPa，故无法投入使用。

图4 原始模型全厂断电事故下堆芯压力与水位的变化Fig.4 Change of pressure and water level of core for original model in SBO

从零时刻事故发生到下封头失效历时4.5 h，事故发展很快，全程无能动安全设备投入。

2 非能动系统模型介绍及全厂断电事故计算

2.1 非能动系统模型介绍

非能动系统模型如图5所示，在原典型M310核电站模型的基础上加入了非能动系统[7]：堆芯补水箱(CMT)、堆腔注水系统、非能动余热排出系统。

图5 非能动系统模型Fig.5 Model of passive system

1) CMT

CMT是一种较为成熟与有效的非能动安全系统，本文在原始M310模型的两个环路中，各加入一CMT，其内注满了常温水。CMT底部由直接注入管线与堆芯内部控制体相连，顶部与冷管段通过CMT输入管线相连，且CMT高于堆芯。

在核电站正常运行状态下，连接CMT和一回路的两条管线均关闭。事故发生后，反应堆停堆，管线阀门打开，CMT与一回路连通，其内常温水的密度大于堆内的冷却剂，并且CMT标高高于堆芯，所以形成了一自然循环回路：CMT内的常温水通过直接注入管线注入堆芯，同时堆芯内的高温水或高温蒸汽则通过输入管线进入CMT。

CMT的主要参数和控制信号列于表6、7。

表6 CMT参数Table 6 Parameter of CMT

表7 CMT控制信号Table 7 Control signal of CMT

2) 堆腔注水系统

堆腔注水系统由壳内水箱及相关管线组成。

在安全壳内加入一壳内水箱，其内装有常温水，且向安全壳大气敞开，与安全壳同压，其底部通过管线与堆腔相连。需要说明的是，壳内水箱的容积很大，看似无法在核电站安全壳内设立，但实际上，并不需要建立一形状规则的壳内水箱，可在安全壳内合理的位置设置多个较小的水箱，将其通过管线连通，只要保证整体高度和体积满足要求即可，在功能上是相同的。

在核电站正常运行状态下，管线均关闭。事故发生后，反应堆停堆，管线阀门打开，壳内水箱内的水注入堆腔，通过反应堆容器的热构件与冷却剂换热，然后通过蒸发带走一部分衰变热。

壳内水箱主要参数和堆腔注水系统控制信号列于表8、9。

表8 壳内水箱参数Table 8 Parameter of water storage

表9 堆腔注水系统控制信号Table 9 Control signal of external reactor vessel cooling system

3) 非能动余热排出系统

非能动余热排出系统[8-10]由非能动换热器、壳内水箱及相关管线组成。非能动换热器置于壳内水箱中，由数千根换热管组成，且高于堆芯，其底部通过直接注入管线与堆芯内控制体相连，顶部通过输入管线与堆芯内控制体相连。

在核电站正常运行状态下，非能动换热器及其管线内注满了常温水，且管线阀门关闭，与一回路断开。事故下，管线阀门打开，非能动换热器与一回路连通，形成回路。初始时刻，非能动换热器内的水密度高于堆内冷却剂，且标高也高于堆芯，通过重力启动自然循环，之后堆芯内的热水由输入管线进入非能动换热器，通过热构件与壳内水箱内的常温水进行换热，被降温从而密度变大，产生驱动压头，维持稳定的自然循环。

非能动余热排出系统的主要参数和控制信号列于表10、11。

2.2 全厂断电事故计算

利用MELCOR1.8.5程序对加入非能动系统后的电站模型进行全厂断电事故序列计算。事故序列列于表12。反应堆的参数变化示于图6～11。

事故中，如图6、9，CMT有效地通过重力向堆芯注入冷水，堆芯内的冷却剂降压至1 MPa左右，成功触发了中压安注的投入，使得堆芯重新淹没；但由于ACC容积有限，20 s后ACC水空，CMT内的水继续注入，在较长时间内维持了堆芯水位，保证燃料元件被淹没。

表10 非能动余热排出系统参数Table 10 Parameter of passive residual heat removal system

表11 非能动余热排出系统控制信号Table 11 Control signal of passive residual heat removal system

表12 非能动系统模型全厂断电事故序列Table 12 Sequence of SBO for passive system model

图6 堆芯水位Fig.6 Water level of core

图7 堆腔水位Fig.7 Water level of external reactor vessel

图8 非能动余热排出系统自然循环流量Fig.8 Natural circulation mass flow rate of PRHRS

图9 堆芯压力Fig.9 Pressure of core

图10 非能动换热器导热量Fig.10 Energy transport of passive heat exchanger

图11 安全壳压力Fig.11 Pressure of containment

同时，随着注水系统的投入，堆腔内的水通过闪蒸带走部分衰变热(图7)，但这部分能量相对于衰变热较少，因为M310的堆腔容积较小，能注入的水较少。

如图8，在257 s，随着反应堆停堆，非能动余热排出系统的管线阀门打开，并且成功地建立了稳定的自然循环，其质量流量约为20 kg/s。如图10，一回路冷却剂通过非能动换热器向壳内水箱释放了大量的热量。直至5.11×104s，CMT内的水排空，堆芯水位无法维持开始下降，5.90×104s冷却剂无法再淹没非能动余热排出系统管线的出入口，自然循环无法再维持。

如图9，与原始M310模型相比，3个非能动系统的投入显著降低了堆芯内的温度与压力，将压力维持在4 MPa以下，而且很大一部分衰变热由非能动余热排出系统和堆腔注水系统带走，这都使得冷却剂通过破口流失的速度显著减小，能长时间地将堆芯水位维持淹没堆芯，保证反应堆处于一安全稳定的状态。

当下封头失效后，壳内水箱仍向堆腔内注水，淹没熔融的堆芯，并且由于壳内水箱内贮存有大量的水，充当了热阱，大幅延缓了安全壳内压力的升高，长时间地保证了安全壳的完整。

与原始模型相比，各特征时间点均有很明显的延缓，下封头失效推迟了74 000 s(约20.6 h)，安全壳泄漏推迟了113 000 s(约30 h)，效果非常明显，能够在很长一段时间内将反应堆维持在一安全稳定的状态，为人为干预提供了时间缓冲。

3 结论

利用MELCOR1.8.5程序对M310核电站进行建模，在原始M310模型的基础上加入了CMT系统、堆腔注水系统、非能动余热排出系统，并计算和对比了原始模型与改进模型的全厂断电事故序列。

在全厂断电事故下，这3个非能动系统均能成功地投入，并且触发ACC。通过CMT和ACC的注入，维持住堆芯水位保证其淹没堆芯，并对堆芯进行降温、降压。同时，配合堆腔注水系统和非能动余热排出系统，将大量的衰变热带出堆芯，显著降低了堆芯温度与压力，减慢了通过主泵轴封破口的冷却剂流失速度，将反应堆长时间地置于一安全稳定的状态，显著地延缓了事故的发展，为人工干预提供了准备时间。

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Study on Passive Safety Improvement of M310 Nuclear Power Station

ZOU Xiang, LANG Ming-gang

(InstituteofNuclearandNewEnergyTechnology,TsinghuaUniversity,Beijing100084,China)

A severe accident model of typical M310 nuclear power station with MELCOR 1.8.5 code was constructed in this paper. Based on the model, several passive safety measures were designed, and their benefits of mitigating the accident caused by station blackout (SBO) were simulated. The calculating results show that the core makeup tank system, external reactor vessel cooling system and passive residual heat removal system can operate successfully in SBO, postpone the progression of the accident markedly, stabilize the M310 nuclear power station in a safe state and gain more time for manual intervention.

M310 nuclear power station; passive system; station blackout; MELCOR1.8.5 code

2014-03-19;

2015-01-12

邹 象(1990—)，男(仡佬族)，贵州遵义人，硕士研究生，核科学与技术专业

TL333

A

1000-6931(2015)07-1184-07

10.7538/yzk.2015.49.07.1184