模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析

蔡志云

(中国核动力研究设计院 反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041)

多用途模块式小型堆(ACP100)采用“一体化”的反应堆设计技术和“非能动”的安全系统，具备比较完善的严重事故预防与缓解措施，并吸收了福岛核电站事故的经验反馈，其安全性达到了第三代核能技术水平。

ACP100电厂中的非能动堆芯冷却相关系统由非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)组成，是核电厂中的安全相关系统，在发生小LOCA事故时，可以向堆芯提供非能动安全注射以确保足够的堆芯冷却。

非能动堆芯冷却相关系统可以提供4种非能动注射水源，包括两台堆芯补水箱所提供的较长时间较大的注射流、两台安注水箱在数分钟内所提供的非常大的注射流、一个内置换料水箱所提供的很长时间较小的注射流以及当三个水源完成注射后，受淹的安全壳成为长期的水源，以自然循环方式为堆芯提供长期再循环冷却。

为了保证内置换料水箱的水可以通过重力注入，ACP100电厂中还设置了自动卸压系统(RDP系统)。在小LOCA发生时，该系统可以逐级卸压，一方面通过降低RCS压力来可以降低破口流量，另一方面允许低压水源的注入。

因此，本文对PXS系统、RCS系统和RDP系统进行了联合仿真，分析小LOCA事故下的堆芯安全注入流量，以验证系统的安全设计要求。

1 系统建模

1.1 非能动堆芯冷却系统简介

非能动堆芯冷却系统由两台堆芯补水箱(CMT)、两台安注箱(CMT)、一台内置换料水箱(IRWST)以及相连的管道和阀门组成，系统流程简图如图1所示。

图1 非能动堆芯冷却系统流程简图

1.2 堆芯补水箱

堆芯补水箱PXS 001/002 BA采用“Reservoir : Finit Area(单接口水箱)”来模拟，其中接口用来为上充回路提供水源。元件参数如表1所示。

表1 堆芯补水箱的元件参数

1.3 安注箱

安注箱内贮存有含硼水，采用绝对压力约为6.0 MPa的氮气覆盖。本文采用储液罐元件“Accumulator: Bladder-Variable Geometry”来模拟。元件参数如表3所示。

表2 安注箱的元件参数

1.4 内置换料水箱

换料水箱采用“Reservoir : 2 Arm(两接口水箱)”来模拟，由两接口引出两注入系列支路。元件参数如下：

表3 内置换料水箱的元件参数

2 仿真方案

2.1 工作介质

系统的工质为含硼水，其密度随压力和温度的变化如图2所示。

图2 含硼水特性曲线

2.2 小LOCA事故仿真工况

发生小LOCA事故工况时，稳压器压力和液位迅速降低。当稳压器液位低于设定值时，堆芯补水箱自动投入，向RCS系统提供高压的含硼水。当堆芯补水箱液位低于67.5%时，RDP系统第1级和第2级自动投入，以实现RCS系统的逐级降压。

随后，当RCS系统压力低于安注箱的设定压力时，安注箱出口止回阀自动打开，实现含硼水的快速注入。

当前两级安注水源无法缓解事故时，RDP系统第3级阀门自动打开，将RCS系统压力降低至大气压附近，此时，内置换料水箱的重力注水开始。

在最终冷却阶段，安全壳再循环注入电动阀和气动阀自动打开，再循环地坑内的水经再循环滤网进入反应堆，实现长期冷却。

因此，为能对非能动堆芯冷却相关系统的运行进行联合仿真分析，将小LOCA工况划分成两种工况：

工况1：小LOCA事故下RDP瞬态运行工况，该工况主要模拟目的在于得到RCS系统发生小LOCA事故下的压力变化，为PXS安注系统确定计算边界。

工况2：小LOCA事故下PXS和RCS系统的瞬态运行，模拟安注流量和压力的变化。

2.3 系统管网模型

为了进行3.2节两类工况的仿真分析，分别建立了PXS系统和RCS系统联合仿真的管网模型和RDP系统的管网模型，分别如图3和图4所示。

图3 PXS系统和RCS系统的管网

图4 RDP系统的管网

3 小LOCA事故联合仿真分析

3.1 小LOCA事故下RDP瞬态运行工况

堆芯补水箱液位降低至67.5%后，延迟20 s，开启RDP系统第1级隔离阀，随后，按照一定的时间延迟逐级开启各级隔离阀和卸压阀，阀门的控制逻辑见图5。

图5 RDP系统阀门的控制

发生小LOCA事故后，按照事故的实际进程，模拟RDP系统阀门开启后的RCS压力变化，如图6所示。

图6 RCS破口压力变化

从图6中可以看出，在小LOCA事故下，随着3级阀门的开启，RCS压力快速下降。在2级阀门开启后，压力即快速下降到60 bar(1 bar=105Pa)以下。

3.2 小LOCA事故下PXS系统瞬态运行

将4.1节计算得到的RDP系统瞬态运行下RCS破口压力变化作为PXS系统瞬态运行的计算输入，对非能动堆芯冷却相关系统开展联合仿真分析。

3.2.1 水箱水位变化

通过仿真分析，得到含硼水箱的水位变化如图7所示。

图7 水箱液位变化

从图7可以看出，在小LOCA事故下，随着RCS系统压力下降，各水箱陆续投入工作。CMT堆芯补水箱水位逐渐下降，直到RCS系统压力快速下降到ACC安注箱工作压力时停止注入。此时，ACC安注箱投入工作，水位不断下降直到全部排空停止工作。而由于RDP三级阀门不断开启，RCS系统压力继续快速下降，IRWST换料水箱投入工作进行长期注入，同时CMT堆芯补水箱剩余水也将继续注入到RCS系统内。

3.2.2 安注流量

小LOCA事故后，非能动安全注入系统自动投入，按照事故进展顺序，依次向反应堆冷却剂系统提供4种非能动水源。随着系统压力的变化，非能动注入的水流量也发生变化。通过仿真分析，得到小LOCA事故后，各类非能动水源的注入流量变化如图8所示。

图8 各水箱的安注流量

从图8可以看出，CMT安注时最大注入流量可达到153.63 t/h，ACC安注箱注入时最大流量可达300 t/h，而IRWST换料水箱流量减小较慢，116.63～109.14 t/h。ACC安注箱流量先增后减是因为RCS压力快速下降引起安注压差先大后小。

3.2.3 安注压力

由图9可知：CMT堆芯补水箱出口压力与RCS系统破口压力保持同步，ACC安注箱出口压力由60 bar下降到8.615 bar，而IRWST换料水箱出口压力为5.47 bar。

4 结 论

通过在Flowmaster中建立合理的模型，本文得到了模块式小型堆的非能动堆芯冷却相关系统在正常的小LOCA事故下的运行特性，包括各水箱的液位、安注流量和安注压力等，仿真结果反应了系统的安全设计特性，可以为系统的设计验证提供一定的理论依据。