某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

王桂敏，李炜炜，＊，李 宁，郭文慧

（1.环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082；2.中国原子能科学研究院，北京 102413；3.环境保护部 华北核与辐射安全监督站，北京 100029）

某游泳池式反应堆全厂断电事故分析

王桂敏1，李炜炜1，＊，李 宁2，郭文慧3

（1.环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082；2.中国原子能科学研究院，北京 102413；3.环境保护部 华北核与辐射安全监督站，北京 100029）

采用RELAP5／MOD3.3程序对某游泳池式反应堆的全厂断电事故工况进行计算，对堆内冷却剂流动逆转过程进行了模拟计算，并对全厂断电事故下堆芯漏流和组件间流动等相关参数对流动逆转的影响进行了深入分析。结果表明，该反应堆在失去全部强迫流动的情况下，能形成足够的自然循环流量，以导出堆芯余热，燃料组件不会发生破损。

RELAP5；游泳池式反应堆；全厂断电；自然循环

某游泳池式反应堆是游泳池型、轻水慢化和冷却、铍和石墨作为反射层的多用途工程材料试验堆。该堆的池式冷却剂一回路的设计能提供较大的堆芯冷却裕量，在失流事故工况下，能形成与正常工况条件下反向的自然循环流动，导出堆芯衰变热。全厂断电叠加应急堆芯冷却系统不可用是该反应堆超设计基准事故，可导致较严重的事故后果。本文采用RELAP5／MOD3.3程序对反应堆水池及回路进行整体建模［1］，计算系统热工水力瞬态参数，分析事故下堆芯形成自然循环的过程，验证自然循环能力。

1 系统描述

堆芯由活性区支架（上下栅板、围板和下联箱）、燃料元件盒、铍（石墨）盒、锑-铍中子源、控制棒和生产孔道等组成。堆芯为栅格结构，燃料元件栅格占据44个栅格，其他栅格则安置铍盒、石墨盒、生产孔道和实验装置等。为了使燃料元件的冷却能力与其热负荷相匹配，在元件盒下栅格内配有不同直径的节流圈。水池外布置有3条回路，2条为运行回路，1条为应急冷却回路，每条回路均设置有主泵与换热器。正常运行工况下，一次水回路从堆芯上部吸入游泳池的水，由上而下流经活性区，并从活性区支架下部联箱的出水管引出，进入一次水管道，然后从游泳池上部进入一次水回路间，经主泵泵出，流经2台并联的换热器与二次水换热后，流回堆水池，再次进入活性区进行循环。

当发生全厂断电并叠加应急堆芯冷却系统不可用事故时，燃料组件内的冷却剂被加热后，流向堆芯上部水池，池水通道辐照孔道侧壁的开孔及堆芯漏流进入下联箱，或在不同的组件间形成循环流动（图1）。

2 系统建模

堆水池部分包括堆芯、堆芯上部水池、辐照孔道、下联箱等［2］。在模型（图2）中模拟了整个水池结构，将堆芯上方水池自下而上划分为4部分，以分析水池参与自然循环的情况。水池上部与大气连通，堆芯部分包括堆芯旁路、平均通道和热通道。正常运行时辐照孔道的流量和堆芯旁路流量将作为漏流处理。为了模拟自然循环条件下水池内的流动，在水力学部件210、220和330之间采用了横向接管。由于堆芯为栅格结构，因此各盒组件及通道之间并不连通，由下联箱与回路相连。热通道内冷却剂沿轴向分为24段，其热构件分20块。为了研究堆芯通道划分方式对自然循环的影响，平均划分为2个通道。依据44盒组件发热量的不同，将堆芯燃料组件划分为平均通道A，包括外部22盒发热量低的组件，以及平均通道B，包括内部22盒发热量高的组件。回路部分包括主泵、热交换器和管路。计算初始条件为：1）事故发生前反应堆满功率（3 500kW）运行，冷却剂流量为1 000t／h；2）反应堆功率分布按现在堆芯的实际功率分布；3）水池水位为7.24m，水池温度为310.15K，堆芯出口温度为313.15K；4）事故发生后，应急冷却泵不动作。

图1 强迫循环和自然循环流动示意图Fig.1 Scheme of forced circulation and natural circulation flow

图2 反应堆系统节点图Fig.2 Nodalization for reactor system

3 全厂断电事故分析

通过RELAP5／MOD3.3程序来模拟闭合回路的流动逆转。在模拟过程中，在0～100s这一阶段，模拟的是正常运行状态1 000t／h流量下的稳态运行；100s时，主泵失去电源，两根安全棒下插到底部，主泵开始惰转；111s时，主泵惰转停止，流动逆转发生。模拟回路中的水池、漏流管、下联箱以及堆芯燃料通道构成了封闭回路，堆芯通道内的冷却剂由于衰变热的产生，温度上升，密度减小，产生了向上的浮升力，从而驱动堆芯通道内的冷却剂向上流动，流入堆水池内，堆水池内的冷却剂经过漏流管，进入下联箱，形成1个循环回路。

回路驱动压头与阻力变化曲线示于图3。从图3可看出，驱动压头与回路阻力两条曲线在全厂断电后10.38s时相交，即这时的驱动压头与回路阻力相等，在这之后驱动压头逐渐增大，在堆芯流量为零时，驱动压头是大于回路阻力的，此时堆芯通道的冷却剂具有了向上的加速度，所以此时流动逆转不会停留，立即发生反转，建立自然循环。

回路漏流与堆芯流量变化曲线示于图4。从图4可看出，堆芯通道流量和旁路流量在全厂断电后11.2s时改变流动方向，整个回路自然循环建立。

漏流包括经辐照孔道侧壁开孔流进下联箱的流量和堆芯与下联箱连接处的漏流。由于进行试验项目的不同，堆芯孔道的布置有可能发生变化，这影响着漏流流量，而漏流对于流动逆转和自然循环的建立是关键的因素，因此确定漏流对流动逆转的影响具有十分重要的意义。通过假定4.7%、6.3%、8.1%的漏流率和无漏流几种不同情况下燃料元件表面温度、燃料芯体温度、堆芯冷却剂温度等参数的响应［3］，研究漏流在流动逆转过程中的影响。各种漏流情形下流量的变化示于图5。

图3 回路驱动压头与阻力变化曲线Fig.3 Curves of circuit drive indenter and resistance

图4 回路漏流与堆芯流量变化曲线Fig.4 Curves of circuit leakage flow and core flow

图5 各种漏流情形下流量的变化Fig.5 Variation of flow in various situations of leakage flow

无漏流及4.7%、6.3%、8.1%漏流率下堆芯流量为零的时刻均出现在11.0s左右，流动逆转后自然循环流量随漏流流量的增加而增大，无漏流情形下自然循环的流量较漏流存在情形下的要大。无漏流时，由于堆芯被模拟成发热量不同的两个通道，通道间发热量的不同，将会导致两个通道之间的冷却剂产生一定的温差，当较热通道产生的驱动压头足以克服本身的阻力及另一个通道的阻力时，较热通道内的冷却剂将会与另一个发热量较小的通道形成自然循环，导出堆芯衰变热。在各种漏流情形下，漏流流量均经历了流动方向的两次改变，先是随着主泵的惰转，流动方向向下，在约7.5～10.0s时，流动方向转变为向上，随堆芯冷却剂驱动压头的增加，流动方向又转变为最初的向下流动，与堆芯冷却剂共同实现流动逆转。漏流对于堆芯流动方向逆转无明显的影响。

不同漏流情况下燃料表面温度、燃料芯体温度、堆芯冷却剂温度随时间的变化示于图6。

图6 不同漏流情况下燃料表面温度、燃料芯体温度、堆芯冷却剂温度随时间的变化Fig.6 Fuel element surface，fuel pellet and core coolant temperatures in different situations of leakage flow vs.time

无漏流和各种漏流情形发生逆转前后的温度变化基本一致，并未因漏流流量的变化而不同，只是在流动逆转发生后，各种漏流情形下的温度所达到的最大值不同，无漏流时燃料表面温度、燃料芯体温度和堆芯冷却剂温度的最大值均要小于漏流存在的情形。

活性区中心的燃料组件的发热功率明显高于活性区四周的组件，这种组件间发热量的差别，必然会在不同组件内的冷却剂之间产生温差，从而形成了发生自然循环的驱动力，功率分布差别越大，这种驱动力也越大，在堆芯组件间将会发生流动逆转，堆芯不同组件内冷却剂在发生流动逆转后会有不同的流动方向。考虑通道间流动时堆芯平均通道模拟成两个发热量不同的通道［4］，一个平均通道的通量分布采用44盒组件堆芯内部的22盒的通量分布，另一个平均通道采用堆芯外部的22盒组件的通量分布。6.3%漏流率下考虑通道间流动和不考虑通道间流动时的燃料表面、芯体和冷却剂温度的对比示于图7。

考虑通道间流动时流动逆转和自然循环建立要更加容易，燃料组件表面温度、芯体温度和冷却剂温度均较低，所以考虑通道间流动时堆芯更安全。

图7 热通道燃料表面、芯体及冷却剂温度变化Fig.7 Change of temperatures of fuel surface，pellet and coolant in hot channel

4 结论与讨论

本文采用RELAP5／MOD3.3程序对某游泳池式反应堆进行建模计算，分析了全厂断电叠加应急堆芯冷却系统不可用事故下系统的瞬态过程，计算结果表明：

1）漏流流量的变化对游泳池堆的流动逆转发生的影响是有限的，不同漏流下燃料元件表面温度、燃料芯体温度、堆芯冷却剂温度均远低于安全限值，漏流对流动逆转后参数影响较大，特别是堆芯冷却剂温度；

2）堆芯组件间的流动对流动逆转过程起到促进作用，可促进流动逆转过程的发生，在无漏流的极限情形下，仅考虑组件间的流动也能实现堆芯的流动逆转；

3）由于漏流阻力较大，漏流流量越小，流动逆转过程的阻力越大，虽然对逆转过程影响不大，但在自然循环流量建立的过程中，随流量的增大，流动阻力与流速平方成正比，因此对流动逆转后堆芯冷却剂影响较大。不考虑组件间流动的情形是保守的，将堆芯划分为发热量不同的两个通道可能会放大流动逆转过程产生的驱动力。

［1］ 徐珍，杨燕华，林萌，等.反应堆热工分析程序中可视化建模技术应用［J］.核动力工程，2006，27（6）：38-41.

XU Zhen，YANG Yanhua，LIN Meng，et al.Application of visual modelization technology to reactor thermohydraulics analysis programmes［J］.Nuclear Power Engineering，2006，27（6）：38-41（in Chinese）.

［2］ 储绍初.49-2游泳池反应堆最终安全分析报告［R］.北京：中国原子能科学研究院，2011.

［3］ 谢仲生，尹邦华.核反应堆物理分析［M］.北京：原子能出版社，1994.

［4］ BERGLES A E.Two-phase flow and heat transfer in the power and process industries［M］.London：Hemisphere Publishing Corporation，1981.

Analysis of SBO Accident for a Swimming Pool Reactor

WANG Gui-min1，LI Wei-wei1，＊，LI Ning2，GUO Wen-hui3
（1.Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Environmental Protection，Beijing100082，China；2.China Institute of Atomic Energy，Beijing102413，China；3.Northern Regional Office of Nuclear and Radiation Safety Inspection，Ministry of Environmental Protection，Beijing100029，China）

The RELAP5／MOD3.3code was adopted to compute the SBO accident condition of a swimming pool reactor.The coolant flow reversal process was calculated，and the influence of parameters of the flow between the core leakage and components on the flow reversal in the SBO accident condition was analyzed.The calculated results show that in the situation the reactor loses all forced flow，the residual heat of the reactor can be removed by the natural circulation flow，and the fuel subassembly will not be damaged.

RELAP5；swimming pool reactor；SBO；natural circulation

TL331

：A

：1000-6931（2015）05-0858-05

10.7538／yzk.2015.49.05.0858

2014-01-20；

2014-04-14

王桂敏（1982—），女，山西运城人，工程师，硕士，反应堆控制专业

＊通信作者：李炜炜，E-mail：liweiwei＠chinansc.cn