楊 雯,任彥昊,吳 攀,*,單建強

(1.中國核動力研究設(shè)計院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室,四川 成都610041;2.西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院,陜西 西安710049)

超臨界水堆是第四代核能系統(tǒng)中僅有的水冷堆,是中國在先進反應(yīng)堆研究中的重點,很有潛力成為最先實現(xiàn)商業(yè)運行的第四代反應(yīng)堆。由于堆內(nèi)的冷卻劑焓升較大,超臨界水堆的冷卻劑質(zhì)量流量遠少于壓水堆和沸水堆(超臨界水堆堆芯質(zhì)量流量與電功率之比約為壓水堆的1/12,沸水堆的1/10)[1],且在超臨界過熱區(qū)水的比熱值很小,超臨界水堆在應(yīng)對事故時存在天然的缺陷。因此,為了提高超臨界水堆的安全性,進行超臨界水堆非能動安全系統(tǒng)設(shè)計及性能分析,對超臨界水堆的安全研究具有重要的學(xué)術(shù)意義和工程應(yīng)用價值。

超臨界水堆CSR1000(Chinese Supercritical Reactor 1000)是中國核動力院開發(fā)的反應(yīng)堆概念,是一種典型的壓力容器式超臨界水堆[2,3]。CSR1000由輕水慢化和冷卻。反應(yīng)堆的額定熱功率和電功率分別是2 300 MW和1 000 MW。為了提高反應(yīng)堆的熱效率,CSR1000的堆芯入口和出口冷卻劑溫度設(shè)計為280℃和500℃。CSR1000采用了雙流程堆芯布置,以增加堆芯加熱長度,降低反應(yīng)堆軸向冷卻劑溫差。

西安交通大學(xué)核安全與運行研究室結(jié)合超臨界水堆的安全特點,自主設(shè)計了一套非能動安全系統(tǒng),本文將其應(yīng)用于CSR1000,研究CSR1000的非能動安全特性。

1 非能動安全系統(tǒng)

西安交通大學(xué)核安全與運行研究室參考第三代反應(yīng)堆的非能動安全系統(tǒng)[4,5],為壓力容器式超臨界水堆設(shè)計了一套完全非能動的安全系統(tǒng)。非能動安全系統(tǒng)包括堆芯補水箱(RMT),余熱排出系統(tǒng)(ICS),自動泄壓系統(tǒng)(ADS),重力驅(qū)動冷卻系統(tǒng)(GDCS)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS),其系統(tǒng)布置如圖1所示。

圖1 自主設(shè)計的超臨界水堆非能動安全系統(tǒng)Fig.1 The self-designed passive safety system of the supercritical water reactor

1.1 堆芯補水箱

為了在事故發(fā)生之后為系統(tǒng)及時提供高壓安注,該系統(tǒng)在兩條環(huán)路上都分別配置一臺堆芯補水箱,以滿足瞬態(tài)和事故工況下反應(yīng)堆停堆過程所需的冷卻劑流量和裝量。正常運行工況下依靠出口管線上的閥門與系統(tǒng)隔離。事故發(fā)生之后,開啟信號觸發(fā)閥門打開,依靠冷熱管段之間的壓差以及水箱與堆芯之間的重力壓頭作用短時間內(nèi)為堆芯提供充分的冷卻劑補給,進而降低了系統(tǒng)對能動安全設(shè)施的響應(yīng)時間要求,增強了反應(yīng)堆的固有安全性。RMT的設(shè)計借鑒了AP1000的堆芯補水箱。不同之處在于,AP1000的堆芯補水箱連接在反應(yīng)堆冷管段和DVI管線之間,僅依靠重力驅(qū)動冷卻劑注入堆芯;而本文中的堆芯補水箱RMT連接在反應(yīng)堆的熱管段和冷管段之間,除了依靠重力驅(qū)動之外,還可以依靠壓差進行驅(qū)動,堆芯補水箱RMT的響應(yīng)更快。

1.2 余熱排出系統(tǒng)

為了在事故末期帶走系統(tǒng)內(nèi)部的衰變熱,設(shè)計中增加了非能動余熱排出系統(tǒng)。該系統(tǒng)的自然循環(huán)熱交換器由C型傳熱管束組成,該熱交換器浸泡于安全殼外頂部的水池中,該水池是熱交換器的熱阱。

1.3 自動泄壓系統(tǒng)

自動泄壓系統(tǒng)(ADS)由8個泄壓閥(DPVs)和8個安全釋放閥(SRVs)組成。自動泄壓系統(tǒng)(ADS)配置在主蒸汽管線上。在超壓工況下安全閥將主回路中的過剩蒸汽排至安全殼廠房底部的抑壓池中。

1.4 重力驅(qū)動冷卻系統(tǒng)

重力驅(qū)動冷卻系統(tǒng)(GDCS)的主要功能是在任何可能影響反應(yīng)堆冷卻劑裝量的事故發(fā)生時,自動地提供應(yīng)急堆芯冷卻。當(dāng)反應(yīng)堆壓力低于GDCS注射管線壓力時,GDCS爆炸閥被驅(qū)動打開,GDCS水箱內(nèi)的冷卻劑在重力作用下流入反應(yīng)堆;當(dāng)反應(yīng)堆壓力高于GDCS注射管線壓力時,GDCS止回閥將一直保持關(guān)閉。

1.5 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)

非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)用來保證在設(shè)計基準(zhǔn)事故發(fā)生時,安全殼內(nèi)的壓力、溫度均保持在設(shè)計限值之下。PCCS系統(tǒng)可以讓安全殼內(nèi)的蒸汽,被冷卻后流入GDCS水箱。

PCCS系統(tǒng)的每一個回路都是按照閉合回路配置。該閉合回路包含一個過濾器,一個熱交換器(PCCS冷凝器)、將安全殼中的混合氣體通向回路熱交換器的供給管路,返回GDCS水池的冷凝水排出管路,還有通向抑壓池的不可凝結(jié)氣體再循環(huán)通氣管路,具體結(jié)構(gòu)如圖2所示。

圖2 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖Fig.2 The structure of the passive containment cooling system

1.6 安全觸發(fā)條件

制定非能動安全系統(tǒng)的觸發(fā)條件參考日本超臨界水堆Super LWR的安全系統(tǒng)設(shè)計[6,7],并對延遲時間進行了估算。日本超臨界水堆采用了能動的安全系統(tǒng),包括輔助給水系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)等。非能動安全系統(tǒng)中的堆芯補水箱與日本超臨界水堆Super LWR的輔助給水系統(tǒng)功能類似,都為反應(yīng)堆提供高壓安注。因此,堆芯補水箱的觸發(fā)條件可以參考Super LWR的輔助給水系統(tǒng)。系統(tǒng)中的非能動余熱排出系統(tǒng)用來排出堆芯的衰變熱,當(dāng)堆芯補水箱內(nèi)的冷卻劑裝量減少時,即可開啟非能動余熱排出系統(tǒng)。在本設(shè)計中,當(dāng)堆芯補水箱水位低于初始水位50%時,開啟非能動余熱排出系統(tǒng)。表1列出了詳細的非能動安全系統(tǒng)觸發(fā)條件。

表1 非能動安全系統(tǒng)的觸發(fā)條件Table 1 Trip conditions for the passive safety system

2 CSR1000簡介及系統(tǒng)建模

2.1 CSR1000簡介

CSR1000堆芯的冷卻劑流動分配如圖3所示。進入堆芯的冷卻劑76.7%流向上腔室,之后被流量分配構(gòu)件分成了三個部分,35.9%的冷卻劑流入了第一流程堆芯的冷卻劑通道,10.8%的冷卻劑流入了第一流程堆芯的慢化劑通道,剩下的30%冷卻劑流入了第二流程堆芯的慢化劑通道。第一流程冷卻劑通道、慢化劑通道和第二流程慢化劑通道的冷卻劑均流入下腔室,與從下降段來的冷卻劑均勻混合。最后,所有下腔室的冷卻劑都流進第二流程冷卻劑通道,冷卻第二流程的燃料組件之后,堆芯出口溫度達到500℃,冷卻劑進入主蒸汽管段。CSR1000的主要參數(shù)如表2所示。

表2 CSR1000的主要參數(shù)Table2 The main parameters of the CSR1000

2.2 系統(tǒng)分析程序SCTRAN簡介

超臨界水堆系統(tǒng)分析程序SCTRAN采用均相流模型,程序由輸入輸出模塊、流體熱工水力模塊、壓力求解模塊、功率求解模塊、熱構(gòu)件導(dǎo)熱計算模塊、換熱模塊、摩擦系數(shù)計算模塊、物性計算模塊和其他輔助模塊組成。在基本方程計算模塊中,采用控制容積平衡法來離散流體的控制方程,在空間上對流體循環(huán)系統(tǒng)采用交錯網(wǎng)格離散。與國際上知名的系統(tǒng)分析程序APROS、RELAP5-3D和CATHENA進行對比,結(jié)果表明SCTRAN準(zhǔn)確地描述了超臨界工況和跨臨界工況中反應(yīng)堆的熱工水力現(xiàn)象,可以用于超臨界水堆的事故安全分析,而且具有應(yīng)用范圍廣、二次開發(fā)能力強等特點[8]。

2.3 CSR1000的系統(tǒng)建模

將非能動安全系統(tǒng)應(yīng)用于CSR1000,并運用SCTRAN對整個反應(yīng)堆系統(tǒng)進行建模,如圖4所示。

圖3 CSR1000雙流程堆芯的流動分配Fig.3 Flow distribution of the CSR1000 double process core

圖4 CSR1000的SCTRAN模型Fig.4 SCTRAN model of the CSR1000

在建模過程中必須模擬出CSR1000的兩個環(huán)路,除了余熱排出系統(tǒng)被設(shè)置在環(huán)路1,其他的非能動安全設(shè)備在兩個環(huán)路上都有。由于SCTRAN目前尚不能對安全殼內(nèi)的熱工水力現(xiàn)象進行模擬,因此,本模型中不包括非能動安全殼冷卻系統(tǒng)。

泥巴又飛奔去了遠方，買回一個書包。左小龍把零件們都放到了書包里，拉上拉鏈，把手在地上搓了搓，推著摩托車，泥巴也在旁邊跟著扶著，兩人艱難的花了幾個小時把摩托車推到了修車鋪。在修車鋪的門口，左小龍說：“我走不動了，我們就在這里靠一靠?！?/p>

3 CSR1000的非能動安全特性

為了初步分析CSR1000及其非能動安全系統(tǒng)在瞬態(tài)和事故工況下的系統(tǒng)響應(yīng),本文參照壓水堆和沸水堆,選取了典型的事故進行安全分析。典型的事故分析將會包括“卡泵事故”“失流事故”和“失水事故”。

3.1 事故限制準(zhǔn)則

現(xiàn)階段的事故分析文獻中[6-13],普遍將燃料的最高包殼溫度不超過安全限值作為事故分析最重要的安全準(zhǔn)則。CSR1000采用不銹鋼作為包殼材料,因此,事故工況下的包殼溫度限值是1 206℃。另外,為了保證反應(yīng)堆壓力邊界的完整性,事故工況中反應(yīng)堆的壓力不能超過30.3 MPa。在以下分析中,第一流程流量和第二流程流量的歸一化值等于該流程流量與額定主給水流量(1 190 kg/s)之比。即后文中,堆芯的第一流程流量和第二流程流量均以歸一化值給出。其中歸一化值=該流程流量/額定的總堆芯流量。

3.2 卡泵事故

在該事故中,環(huán)路二的主給水泵被卡住了,導(dǎo)致環(huán)路二的主給水流量在0.1 s內(nèi)降為零,另一個環(huán)路的主給水流量維持不變?！翱ū檬鹿省钡氖录蛄腥绫?所示,計算結(jié)果如圖5所 示。0.1 s時,堆芯的停堆信號就被“低流量1”信號觸發(fā)。經(jīng)過4 s的延遲,堆芯補水箱的閥門開啟。與“部分喪失主給水”類似,堆芯補水箱的開啟有利于環(huán)路二的冷卻劑注入,但是在環(huán)路一中,主給水泵的轉(zhuǎn)動仍未停止,部分主給水將會從高壓補水箱旁流到主蒸汽管線。在事故前10 s內(nèi),堆芯流量與堆芯功率不匹配,導(dǎo)致兩個流程的包殼溫度不斷上升。隨著環(huán)路二中堆芯補水箱里低溫的冷卻劑逐漸流入反應(yīng)堆,流經(jīng)堆芯的冷卻劑流量逐漸增大。10 s之后,冷卻劑流量足以帶走反應(yīng)堆的衰變熱,因此,兩個流程的包殼溫度在達到峰值之后開始不斷下降。在事故的前20 s,第二流程的最高包殼溫度達到了750℃。

值得注意的是圖5中堆芯壓力一直下降,原因是本文假設(shè)了超臨界水堆擁有兩個環(huán)路,當(dāng)一個環(huán)路的主泵卡軸之后,堆芯喪失了一半冷卻劑流量,進入堆芯的冷卻劑變少,從而導(dǎo)致堆芯的壓力下降。當(dāng)然,堆芯內(nèi)的冷卻劑會升溫,導(dǎo)致堆芯壓力上升。這兩個因素綜合作用時,對于超臨界水堆而言,前者效果更大,結(jié)果就導(dǎo)致堆芯壓力下降。

表3 “卡泵事故”事件序列表Table 3 The event sequence of the pump seizure

圖5 “卡泵事故”的計算結(jié)果Fig.5 Calculation results of the pump seizure

3.3 失流事故

失流事故是指由于全部主泵斷電或故障而引起的事故。失流事故過程中主要事件序列如表4所示。

事故發(fā)生后40 s內(nèi),主給水流量和經(jīng)由堆芯補水箱注入堆芯的流量變化如圖6所示。事故發(fā)生之后,壓力容器入口冷卻劑流量隨著主給水流量一起不斷線性下降,至5 s流量降低為0。在0.5 s時,主冷卻劑流量降到了90%,產(chǎn)生了停堆信號。在4.5 s時,高壓補水箱底部的閥門由停堆信號觸發(fā)打開。5 s時,主冷卻劑流量完全喪失,堆芯補水箱依靠重力作用不斷向反應(yīng)堆內(nèi)部提供冷卻劑注入,注入流量約為系統(tǒng)額定流量的30%～40%。

表4 失流事故的主要事件序列進程Table 4 Main event sequence of loss of coolant flow accidents

圖6 前40 s內(nèi)主給水流量以及高壓水箱的流量Fig.6 The main feedwater and the high pressure water tank flow in the first 40 seconds

主給水流量的喪失,直接導(dǎo)致了第一流程和第二流程堆芯的冷卻劑流量迅速下降,如圖7所示。在4.5 s以后,高壓水箱的水注入堆芯,使得第一流程和第二流程的冷卻劑流量開始上升。流量的波動是由于釋放閥的打開和關(guān)閉造成的。

圖7 前40 s內(nèi)第一流程和第二流程的冷卻劑流量Fig.7 The coolant flow of the first and second flow in the first 40 seconds

圖8 前40 s內(nèi)功率與堆芯冷卻劑流量的比較Fig.8 Comparison of power and core coolant flow in the first 40 seconds

系統(tǒng)壓力及安全閥泄壓流量隨時間的變化如圖9所示。事故發(fā)生之后,隨著主給水流量的降低,系統(tǒng)壓力小幅下降。隨后汽輪機閥門關(guān)閉,同時由于冷卻劑流量與堆芯功率不匹配,堆內(nèi)熱量無法有效地導(dǎo)出,系統(tǒng)壓力開始升高,并觸發(fā)蒸汽管道的一級釋放閥打開進行泄壓。泄壓后堆芯壓力下降,一級釋放閥關(guān)閉,壓力又重新上升,并再次觸發(fā)一級釋放閥打開。23 s左右,由于堆芯補水箱的啟動有效冷卻了堆芯,因此系統(tǒng)壓力開始逐漸下降,并降至次臨界。

失流事故短期內(nèi),燃料包殼表面最高溫度的響應(yīng)如圖10所示。事故發(fā)生后,冷卻劑流量下降導(dǎo)致堆芯無法得到有效的冷卻,因此堆芯包殼溫度開始迅速上升。第一流程堆芯最高包殼溫度為675℃左右,第二流程堆芯最高包殼溫度為820℃左右。之后隨著堆芯補水箱的啟動,堆芯冷卻劑流量逐漸恢復(fù),燃料包殼溫度不斷下降,至40 s時兩個流程的最高包殼溫度均下降至400℃以下,并且此后一直維持在較低的水平。

圖9 前40 s內(nèi)系統(tǒng)壓力及安全閥泄壓流量Fig.9 The system pressure and relief flow of the safety valve in the first 40 seconds

圖10 前40 s內(nèi)第一流程及第二流程包殼溫度Fig.10 10 The first and second flow cladding temperature in the first 40 seconds

在60 s時,堆芯補水箱內(nèi)的水位低,觸發(fā)余熱排出系統(tǒng)出口管段閥門開啟。余熱排出系統(tǒng)投入運行,有效地導(dǎo)出堆芯產(chǎn)生的衰變余熱,保證系統(tǒng)安全。圖11中給出了余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量與堆芯功率的對比,以及余熱排出系統(tǒng)的冷卻劑流量。由圖可知,60 s時,余熱排出系統(tǒng)投入使用,立即有冷卻劑由余熱排出系統(tǒng)進入堆芯,余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量也迅速上升。在60～190 s之間,余熱排出系統(tǒng)中的冷卻劑流量還有一些波動。190 s之后,由余熱排出系統(tǒng)系統(tǒng)進入堆芯的冷卻劑流量基本穩(wěn)定,同時余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量也逐漸趨于穩(wěn)定。由圖可以看出,在余排投入的初期,余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量是小于堆芯的衰變功率的,這會使得堆芯的溫度不斷上升。但是隨著堆芯溫度的上升,堆芯與余熱排出系統(tǒng)之間的自然循環(huán)驅(qū)動力將會逐漸增大,余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量也將逐漸上升。在690 s之后,余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量大于堆芯的衰變功率,這也意味著,在失流事故發(fā)生的后期,依靠余熱排出系統(tǒng),可以完全將堆芯的衰變余熱導(dǎo)出,保證系統(tǒng)的安全。

圖11 余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出的熱量以及冷卻劑流量Fig.11 The heat and coolant flow from the isolation condenser system

圖12 給出了在堆芯補水箱和余熱排出系統(tǒng)的共同作用下堆芯內(nèi)的壓力變化。由圖可知,在失流事故的初期,由于堆芯溫度的上升和安全釋放閥的作用,使得堆芯壓力在設(shè)定的上限值和下限值之間震蕩。之后由于堆芯補水箱的冷卻劑流量上升,使得系統(tǒng)壓力不斷下降。60 s之后,余熱排出系統(tǒng)投入,不斷帶走堆芯產(chǎn)生的衰變余熱,冷卻堆芯,最后系統(tǒng)壓力穩(wěn)定在6 MPa左右。

圖12 系統(tǒng)壓力Fig.12 The system pressure

圖13 ～圖15分別給出了1 000 s內(nèi)堆芯冷卻劑流量變化、雙流程堆芯的最高包殼溫度變化以及高壓水箱和余熱排出系統(tǒng)的流量變化。

圖13 堆芯冷卻劑流量Fig.13 The core coolant flow rate

圖14 第一流程包殼溫度與第二流程包殼溫度Fig.14 The first process cladding temperature and second process cladding temperature

圖15 高壓水箱流量和余熱排出系統(tǒng)的流量Fig.15 The high pressure water tank flow and the isolation condenser system

在圖13中,60 s之后,維持堆芯內(nèi)冷卻劑流動的主要是自然循環(huán)驅(qū)動力。因此,在事故后期,堆芯內(nèi)的冷卻劑流量完全由余熱排出系統(tǒng)提供。在事故發(fā)生到690 s時,堆芯內(nèi)的第一流程堆芯與水棒之間建立了自然循環(huán),第一流程堆芯的冷卻劑發(fā)生了逆流。

在圖14中,失流事故初期,高壓水箱的低溫冷卻劑注入堆芯,使得堆芯的包殼溫度達到峰值之后開始不斷下降。60 s時,余熱排出系統(tǒng)投入,不斷排出堆芯的衰變余熱。在690 s時,第一流程堆芯內(nèi)的冷卻劑發(fā)生了逆流,其冷卻劑流量下降,導(dǎo)致第一流程堆芯的包殼溫度上升。但是隨著冷卻劑流量恢復(fù)穩(wěn)定,第一流程的包殼溫度又重新降低。

在圖15中,失流事故前期,高壓補水箱啟動,依靠重力位差即可為堆芯提供冷卻劑注入,保持堆芯冷卻;失流事故后期,依靠余熱排出系統(tǒng)與堆芯建立起來的自然循環(huán),導(dǎo)出堆芯產(chǎn)生的衰變余熱。由此可知,在整個失流事故中,CSR1000不需任何能動安全系統(tǒng)的啟動,就可以長時間保證系統(tǒng)的完整與安全。

3.4 失水事故

作為設(shè)計基準(zhǔn)事故,失水事故是指反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)冷管段或者熱管段出現(xiàn)大孔直至雙端剪切斷裂。本節(jié)選擇的失水事故是由主蒸汽管段的自動泄壓閥門誤開啟造成的,并假設(shè)與此同時反應(yīng)堆失去廠外電源。

自動泄壓閥門在0 s時開啟,系統(tǒng)冷卻劑迅速喪失,堆芯冷卻劑流量在短暫地增加之后逐漸下降;系統(tǒng)壓力迅速下降,0.1 s時系統(tǒng)壓力降低至24 MPa,產(chǎn)生停堆信號;0.6 s后控制棒下落,反應(yīng)堆緊急停堆,停堆信號同時觸發(fā)汽輪機閥和主蒸汽閥關(guān)閉;4.1 s時,堆芯補水箱閥門打開,低溫冷卻劑由堆芯補水箱注入堆芯;5.1 s時主給水管段閥門關(guān)閉;100.0 s,GDCS水箱閥門打開,低溫冷水注入DVI管線,至2 000 s計算結(jié)束。失水事故過程中主要事件序列如表5所示。

表5 失水事故主要事件序列Table 5 The main event sequence of loss of coolant accidents

事故發(fā)生150 s內(nèi),反應(yīng)堆的系統(tǒng)參數(shù)變化如圖16所示。事故發(fā)生之后,ADS閥門處發(fā)生臨界流動,冷卻劑由ADS閥門噴放進入安全殼內(nèi),并導(dǎo)致系統(tǒng)壓力迅速下降。堆內(nèi)的冷卻劑在壓差驅(qū)動下,迅速向主蒸汽管道流動,第一流程冷卻劑通道發(fā)生了逆流,第二流程冷卻劑通道流量增加。同時,由于堆芯壓力下降,冷卻劑發(fā)生等焓膨脹,冷卻劑溫度下降。因此,在事故發(fā)生之后,兩個流程的燃料最高包殼溫度迅速下降。在噴放階段,第一流程冷卻劑通道的流動阻力較大,所以,大量來自上腔室的冷卻劑均從第一流程和第二流程的水棒通道流入下腔室,之后通過第二流程冷卻劑通道,流向主蒸汽管道。所以,噴放階段中,第一流程燃料包殼溫度在短暫下降之后迅速上升,而第二流程燃料包殼溫度持續(xù)下降,直到30 s。在30 s之后,反應(yīng)堆內(nèi)的冷卻劑裝量減少,ADS閥門處的噴放流量也逐漸降低。第二流程的燃料包殼溫度在30 s之后逐漸增加。

圖16 大破口失水事故前150 s系統(tǒng)參數(shù)的變化Fig.16 Changes of system parameters in 150 seconds before large LOCA

100 s時,反應(yīng)堆內(nèi)壓力降至與安全殼壓力相當(dāng),GDCS水箱內(nèi)的低溫冷卻劑在重力作用下開始注入堆芯。圖17給出了事故發(fā)生之后GDCS水箱的冷卻劑流量及上下腔室的空泡份額變化。由圖可知,100 s時GDCS水箱閥門開啟,意味著第一個再淹沒階段開始。GDCS水箱中的低溫冷卻劑流入DVI管線和下腔室,逐漸冷卻DVI管線和下腔室內(nèi)的高溫蒸汽。直到230 s時,下腔室才完全被冷卻。在這個階段中,由于沒有冷卻劑進入堆芯的冷卻劑通道,所以兩個流程的燃料棒包殼溫度均持續(xù)上升。當(dāng)冷卻劑完全冷卻下腔室時,由GDCS流入的低溫冷卻劑才開始進入堆芯冷卻劑通道。這時,燃料棒的包殼溫度開始下降,如圖18所示。在這個過程中,第一流程和第二流程燃料包殼達到了第一個峰值溫度850℃和760℃。

在低溫冷卻劑帶走燃料棒的衰變熱的同時,冷卻劑也逐漸被加熱成了蒸汽,使得堆芯壓力又重新升高。堆芯壓力上升阻止GDCS水箱內(nèi)的冷卻劑向堆芯注入。由GDCS水箱注入堆芯的冷卻劑流量逐漸下降,并于435 s時停止注入,如圖17所示。當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)壓力重新高于大氣壓力時,堆內(nèi)的冷卻劑又將通過ADS閥門流向安全殼。第一流程和第二流程的冷卻劑流量逐漸恢復(fù),并冷卻堆芯。在這個階段中,堆芯的燃料包殼溫度逐漸下降。640 s時,壓力下降至一定程度,GDCS水箱內(nèi)的冷卻劑重新通過重力作用注入反應(yīng)堆,第二個再淹沒階段開始。第二個再淹沒階段中,燃料包殼溫度變化與第一個再淹沒階段類似。隨著堆芯衰變功率的下降和第二個再淹沒階段的開始,反應(yīng)堆逐漸被冷卻下來,燃料包殼溫度在達到第二個峰值(第一流程:586℃,第二流程:521℃)之后,不斷下降,最后穩(wěn)定在150℃。

4 結(jié)論

本文為壓力容器式超臨界水堆設(shè)計了一套非能動的先進安全系統(tǒng),并將其應(yīng)用于中國超臨界水堆CSR1000。使用經(jīng)過驗證的超臨界水堆系統(tǒng)分析程序SCTRAN為CSR1000及其非能動安全系統(tǒng)進行了建模,評估其在事故和瞬態(tài)工況下的熱工水力特性和非能動安全特性。在三種事故工況下,非能動安全系統(tǒng)均可以有效地保證反應(yīng)堆的安全性。所有的瞬態(tài)和事故工況下反應(yīng)堆的燃料包殼溫度均滿足安全準(zhǔn)則。瞬態(tài)工況中燃料最高包殼溫度為780℃,事故工況中燃料最高包殼溫度為850℃,均低于相應(yīng)安全限值。由此可以看出,非能動安全系統(tǒng)可以縮短系統(tǒng)響應(yīng)時間,提高壓力容器式超臨界水堆的固有安全性。

致謝

感謝國家重點研發(fā)計劃(2018YFE0116100)和中國核動力研究設(shè)計院的資助。