池式低温供热堆惯性水箱安全分析

牛志新 刘兴民 庄毅 汪功庆 田瑞峰

摘   要：惯性水箱是一种适用于池式低温供热堆的非能动安全装置，用以替代主泵惯性飞轮，提高反应堆的安全性和经济性。本文对包含有惯性水箱的池式低温供热堆进行了主泵断电事故分析，分析结果表明：当主泵发生断电事故时，在液位差的作用下，惯性水箱能够起到主泵惯性飞轮的作用，导出堆芯余热，保证堆芯不会发生传热恶化现象。

关键词：池式低温供热堆  惯性水箱  RELAP5

中图分类号：TL364                                 文献标识码：A                        文章编号：1674-098X（2019）04（c）-0108-03

Abstract： Inertial water tank is a kind of non-dynamic safety device suitable for pool-type low-temperature heating reactor， which can replace the inertial flywheel of main pump and improve the safety and economy of the reactor. In this paper， the main pump power-outage accident was analyzed for the pool-type low-temperature heating reactor with inertial water tank. The results show that when the main pump has a power outage accident， the inertial water tank can act as the inertial flywheel of the main pump， derive the residual heat of the core， and ensure that the accident will not deteriorate the heat transfer of the core.

Key Words： Pool-type Low-temperature Heating Reactor; Inertial Water Tank; RELAP5

为了进一步提高核电站的安全性，国内外在新一代核电站设计中采用了非能动安全的概念[1]。在池式低温供热堆中采用了惯性水箱技术[2]。惯性水箱是安装在反应堆水池中、一回路冷却剂系统出口管道上方的设备，与一回路系统相连。在反应堆正常工作时，惯性水箱内液位低于反应堆水池液位。一旦发生事故时，一回路冷却剂系统失去作用，由于此液位差的存在，在重力的作用下，会使得反应堆水池中的水穿过堆芯，进入惯性水箱，在一定时间内起到冷却堆芯的作用，保证事故初期的堆芯安全。

目前，在反应堆设计中普遍采用主泵惯性飞轮的设计来导出事故时堆芯余热[3]，而新提出的惯性水箱设计还未在实际中应用，国内外也没有此方面的研究。本文对于采用了惯性水箱设计的池式低温供热堆进行主泵断电事故分析，研究其余热排出性能。

1  系统建模

建立RELAP5计算节点图如图1所示。

（1）在建模过程中，冷却剂在大尺寸水池内流动情形可以近似等同于管道内流动，所以在水池部分采用pipe部件对水池部分进行模拟。

（2）对于原型系统回路中的堆芯、惯性水箱等设备以及连接上述设备间的管道皆采用pipe部件进行模拟，并通过调节pipe部件中的能量损失系数使模型各主要部件在额定流量下压降与原型保持相同。

（3）对于水池和惯性水箱压力边界，由于水池和惯性水箱顶部为连接不可凝气相空间，所以在RELAP5模型中采用tmdpvol部件100和200模拟水池和惯性水箱顶部大气压强，并在pipe部件120和220与tmdpvol部件连接管道的部分空间初始条件设置为不可凝气相空间，从而完成对水池和惯性水箱定压边界条件的模拟。

（4）在池式低温供热堆中，有部分流量经旁流不直接冷却堆芯，所以堆芯在建模中分为堆芯旁路271和平均通道272。并假设堆芯余热全部用于加热流经平均通道的冷却剂。

（5）板式换热器在建模中将一、二回路流动简化为等效直径大小的圆管内流动，而在换热器热构件中采用材料为不锈钢的平板型热构件，其左边界为换热器一回路侧，右边界为换热器二回路侧。

2  主泵断电事故分析

根据图1所建立的模型，将稳态参数设置为如表1中所示的参数值。在此稳态工况基础上对主泵断电事故进行研究分析。假设主泵在断电事故瞬态二回路也立刻停止工作，即泵断电的瞬间板式换热器冷侧流量立即降为零，系统在发生断电事故后紧急停堆。

主泵断电事故瞬态计算结果如图2所示。

从图2中可知，主泵发生断电事故后，系统瞬态响应过程可以如下分为四个阶段。

（1）第一阶段：主泵断电至主泵正过流量降为零。

第一阶段是主泵断电后的4.9s内。由于主泵断电，动力丧失，惯性水箱立即产生作用，水池中的冷却剂在液位差的作用下流入惯性水箱，但回路驱动力会逐渐减小，不能维持系统额定流量，所以系统流量迅速下降。在惯性水箱的作用下，堆芯流量衰減速度远小于主泵流量。由于在此阶段中反应堆紧急停堆尚未完成，堆芯功率还处于较高水平，由图2（c）可知，堆芯流量衰减速度大于堆芯功率的衰减速度，堆芯出现小幅温度升高现象。但由图2（d）可知，此时堆芯出口冷却剂温度还具有较大的过冷度，池内冷却剂系统整体处于单相状态。

（2）第二阶段：主泵正过流量降为零至水池与惯性水箱液位差降为零。

第二阶段是主泵断电后的4.9～25.8s。此过程主要为惯性水箱作用阶段，在水池与惯性水箱液位差的作用下，水池内的冷却剂通过堆芯流入惯性水箱，应急冷却堆芯。在惯性水箱的作用下，堆芯流量的衰减速度小于堆芯功率衰减速度，此阶段堆芯温度呈下降趋势。此外，由图2a可知，池外回路具有一定的分流作用，会影响惯性水箱事故下的性能。

（3）第三阶段：水池与惯性水箱液位差降为零至系统流量趋于稳态。

第三阶段是主泵断电后的25.8s～87.3s。此过程中水池与惯性水箱间的液位差已经降为零，系统主要受初始动能和回路内自然循环驱动力的综合影响。由图2（a）可知堆芯流量和接管流量在低流量区出现小幅震荡现象，而主泵流量逐渐从逆流转变为正流。受此阶段堆芯流量震荡影响，由图2（c）和（d）可知，堆芯冷却剂温度出现大幅度升高，但在自然循环驱动力的作用下，系统逐渐趋于自然循环流动，随着堆芯功率的降低，堆芯处冷却剂温度也逐渐降低。此过程中池内回路中冷却剂都处于具有较大过冷度的液相状态。

（4）第四阶段：系统流量趋于稳态之后的时间。

第四阶段是主泵断电后的87.3s以后。在此过程中自然循环驱动力起主导作用，驱动冷却剂冷却堆芯。

综上所述，当系统发生主泵断电事故后，惯性水箱设计可以有效起到惯性飞轮的作用，导出事故工况下的堆芯余热。在发生断电事故后的前50s内，堆芯流量的衰减速度完全满足相应安全规定要求。在事故后的200s内，堆芯处冷却剂都处于具有较高过冷度的液相状态，堆芯不会出现传热恶化现象。

3  结语

当主泵发生断电事故时，惯性水箱能够起到主泵惯性飞轮的作用，导出堆芯余热，保证堆芯不会发生传热恶化现象。且由于惯性水箱设计的特殊性，其在主泵发生卡轴事故后也能起到应急冷却堆芯的作用。

惯性水箱在事故下的作用时间相对较短，且在事故前期会出现水击现象，在事故末期会出现堆芯流量小幅度震荡现象，这些都会对惯性水箱性能造成潜在影响，需增加额外措施缓解这些现象对堆芯安全造成的影响。

参考文献

[1] Juhn P E， Kupitz J， Cleveland J， et al. IAEA activities on passive safety systems and overview of international development[J]. Nuclear Engineering and Design， 2000， 201（1）： 41-59.

[2] 田嘉夫.包含自然循环的强迫循环冷却深水池核供热反应堆：中国，01131099.5[P].2002-02-27

[3] 李贵敬，阎昌琪，王建军.核动力装置主循环泵运行参数优化设计及惰转瞬态分析[J].动力工程学报，2015，35（1）：83-88.

[4] 姜茂华，邹志超，王鹏飞，等.基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型[J].原子能科学技术，2014，48（8）：1435-1440.

[5] 邓绍文.秦山核电二期工程主泵瞬态计算[J].核动力工程，2001，22（6）：494-496.

[6] 張森如.主循环泵瞬态特性计算[J].核动力工程，1993（2）：183-190.