国内外小堆专设配置和CAP200专设论证

刘 展，戚展飞，王国栋，王伟伟，张国胜

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

国际原子能机构(IAEA)将小型核电机组定义为电功率300 MW以下的机组，电功率在300～700 MW之间的机组则为中型核电机组[1]。国内外研究院考虑反应堆智能化、一体化或紧凑型、多范围应用等方面的需求，开发了相适应的小型核反应堆，如：美国一体化堆NuScale[2]，韩国一体化堆SMART[1, 3, 4]，俄罗斯紧凑型堆KLT-40S[2, 5]，阿根廷的一体化堆CAREM[4,8]，法国的小型堆FLexblue[2]，日本的一体化堆MRX[6-8]，国家核电上海核工程研究设计院(以下简称：上海院)紧凑型小型堆CAP200，中核集团一体化堆ACP100[2]和中广核集团一体化堆ACPR-50S[9,10]。根据小型核反应堆的结构特征和事故缓解特点，各种型号配置各有差异的安全级专设系统，以应对瞬态和事故过程中反应堆冷却、水装量补充及安全壳压力控制[1-7]。CAP200小型堆尽量采用成熟的设计和设备，充分利用非能动核电厂消化吸收再创新的成果和概率安全评价技术平衡核电厂设计的主要设计原则，确定了CAP200采用紧凑型布置方式(取消主管道)、截断型燃料组件(成熟性)以及非能动的安全设计理念(安全性和简化设计)。针对CAP200的非能动专设安全设施，筛选考验专设安全设施的卡关事故，并开展这些事故的论证，保证当前配置的非能动安全设施可有效缓解非丧失冷却剂事故(Non-LOCA)、丧失冷却剂事故(LOCA)以及安全壳压力，保证缓解路径的连续性和有效性，满足CAP200紧凑型小堆的顶层安全要求。

1 国内外小堆专设配置研究

1.1 国内外小堆

小型核反应堆的多元化用途(替代旧热电机组、热电联供、城市供暖、海水淡化、工业用汽、海上平台能源以及为破冰船提供动力等)[10]，让世界各国充分地意识到“开创核能利用新时代”的大好前景，美国、俄罗斯、法国、韩国、日本、阿根廷、中国等国都在积极投入大量人力物力，积极开展小型堆的设计研发、市场推广以及建设，一方面占据市场和先发主动；另一方面综合安全性、经济性和成熟性等因素提升科技创新含量和降低安全风险。表1给出主要国家的先进小型反应堆的类型和用途[1-3,5-8,10]。

表1 先进小型反应堆的类型和用途Table 1 Category and Usage of Advanced Small Reactors

1.2 国内外小堆专设配置

国外小堆专设安全设施设计时一般会充分利用小堆的特点：①反应堆功率小(堆芯余热小以及放射性源项小)；②采用一体化/紧凑式布置(取消主管道，消除大LOCA)；③较大的主回路冷却剂装量(热阱大)；④自然循环能力较强(热移出能力较强)；⑤充分采用非能动安全技术(自然循环、重力和蓄压安注等方式)。表2给出国内外小型核反应堆的主要专设安全设施配置。

表2 小型反应堆的主要专设安全设施Table2 Main Engineered Safety Feature of Small Reactors

2 CAP200专设配置论证

2.1 CAP200主要技术参数

200 MW先进非能动紧凑型小堆(CAP200)是国家电力投资集团有限公司上海核工程研究设计院(SNERDI/SPIC)研发设计的压水堆系列产品之一。CAP200小堆充分吸收世界首台AP1000型机组的经验和CAP1400的研发成果，采用非能动的安全技术，用于缓解预期瞬态和事故。表3给出了CAP200紧凑型小堆的主要技术参数。

表3 CAP200主要技术参数Table 3 CAP200 Main Technical Parameters

2.2 CAP200专设配置

CAP200小型反应堆顶层要求采用成熟的设计和设备，充分利用非能动核电厂消化吸收再创新的成果，确定布置方式采用紧凑型，且专设配置充分利用非能动的安全设计理念。CAP200紧凑型小堆蒸汽发生器(SG)与反应堆压力容器直连，取消主管道，取消大破口，结合高压低压安注，取消大堆中常见的蓄压安注；CAP200紧凑型小堆采用非能动余热排出系统(PRHR)，进出口接嘴与SG腔室直接相连，实现反应堆堆芯衰变热的有效导出；CAP200紧凑型小堆采用安全壳外顶部淹没水实现安全壳冷却，有效缓解安全壳压力响应。

综上，CAP200紧凑型小堆采用安全级的非能动专设安全系统配置，包括二次侧非能动余热排出系统、非能动安全注射系统和非能动安全壳冷却系统，即PRHR、堆芯补水箱(CMT)、安全壳内置换料水箱(IRWST)、2级自动卸压系统(ADS)、安全壳外水淹和最终补水箱(UCS)。图1给出CAP200紧凑型小堆非能动专设安全系统。

图1 CAP200小堆非能动专设安全系统Fig.1 CAP200 Small Reactor Passive Engineered Safety Feature

2.3 CAP200专设配置论证

为了论证CAP200紧凑式小型堆非能动专设安全设施(非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统)设计的合理性和有效性，首先筛选考验非能动专设安全设施的卡关事故(详见表4)。采用适合的系统程序(RELAP5/MOD3程序)和安全壳分析程序(GOTHIC 8.0程序)，其中，系统程序RELAP5/MOD3基于标准的10CFR50附录K保守模型进行二次开发及验证，GOTHIC程序广泛用于安全壳压力响应分析，其关键冷凝模型已充分验证，并用于压水堆或沸水堆的安全分析，同时考虑保守的初始条件(主要初始始条件假设包括功率取正偏差、平均温度、压力和水位根据具体事故敏感性保守选取、破口尺寸取最大值、专设安全设施能力取最小能力等)，开展这些卡关事故的论证，保证当前配置的非能动安全设施可有效缓解非丧失冷却剂事故(Non-LOCA)、丧失冷却剂事故(LOCA)以及安全壳压力，保证缓解路径的连续性和有效性，满足CAP200紧凑型小堆的顶层安全要求。

表4 卡关事故筛选Table 4 Identification of Limited Accident

DVI双端断裂和稳压器波动管双端断裂事故过程中，由稳压器低压力触发反应堆停堆，之后由稳压器低低压力触发堆芯补水箱补水，堆芯补水箱水位降低，进而触发ADS阀门降压，最终由IRWST低压安注实施堆芯补水冷却，两个事故期间燃料棒可得到较好地冷却，未发生燃料棒升温(见图2和图4)；反应堆堆芯坍塌水位维持在较稳定的水平(见图3和图5)，非能动堆芯冷却系统可保证这两类事故下的反应堆堆芯安全。

图2 燃料棒平均温度(DVI双端断裂)Fig.2 Fuel Rod Average Temperature(DVI Double Ended Break)

图3 堆芯坍塌水位(DVI双端断裂)Fig.3 Core Collapsed Water level(DVI Double Ended Break)

图4 燃料棒平均温度(稳压器波动管双端断裂)Fig.4 Fuel Rod Average Temperature(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

图5 堆芯坍塌水位(稳压器波动管双端断裂)Fig.5 Core Collapsed Water level(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

给水管道断裂发生后，由SG窄量程低水位信号触发反应堆停堆，由SG宽量程低水位触发PRHR动作，事故初期，反应堆堆芯衰变热功率高于PRHR带热能力，且CMT注入进一步降低了PRHR换热能力；事故后期，PRHR热移出能力与反应堆堆芯衰变热相匹配(见图6)，RCS温度平稳下降(见图7)，非能动余热排出系统可有效缓解此事故下的反应堆堆芯安全。

图6 PRHR环路RCS温度(给水管道断裂)Fig.6 RCS Temperature in PRHR Loop(Feedwater Pipeline Break)

稳压器波动管断裂后，由于破口的质能释放，出现安全壳的峰值压力；喷放阶段结束后，压力明显下降；由于安全壳穹顶壁面自然对流换热能力有限，安全壳压力开始逐渐上升；直到破口产热与安全壳顶部水池带热量匹配后(热量最终通过池水升温显热和蒸发/沸腾传至大气环境)，形成第二个峰值(见图8)。随后安全壳压力开始下降，进入长期降压阶段，非能动安全壳冷却系统可有效缓解此事故下的安全壳压力。

图7 PRHR带热量和归一化堆芯功率(给水管道断裂)Fig.7 PRHR Power and Normalized Core Power(Feedwater Pipeline Break)

图8 安全壳压力(稳压器波动管双端断裂)Fig.8 Containment Pressure(Pressurizer Pipeline Double Ended Break)

3 结论

本文较为完整地梳理了国内外小堆专设配置的情况，对其配置的专设安全设施进行了合理分析；结合CAP200紧凑型小堆的特征，提出了有效缓解Non-LOCA、LOCA和安全壳的措施，针对完整梳理的卡关事故，开展了必要的定量评价，确保CAP200紧凑型小堆的专设安全配置可保证反应堆堆芯和安全壳的完整性。小堆开展专设安全配置以下结论可供参考：

(1)充分利用小堆的功率小、衰变热小和相对水装量大等特点，即事故进程缓慢，来配置合适的专设安全系统。

(2)小堆的专设安全系统通常采用非能动安全系统来实现，包括非能动余热排出系统(主回路或二回路)、非能动安注系统和自动卸压系统、非能动安全壳冷却(抑压水池、壁面换热器或安全壳水淹等)。此外，考虑采用能动的专设安全系统作为纵深防御的考虑。

(3)CAP200紧凑型小堆专设安全系统配置后，结合其主系统配置特征，完整梳理挑战专设安全系统的卡关事故(表3所提供的筛选说明可供参考)，采用合适的程序，开展合理的定量容量论证，确保专设安全设施可有效保证反应堆堆芯和安全壳的完整性。