劉立欣，劉　展，王　喆

民用小堆SGTR防滿溢設計改進

劉立欣，劉展，王喆

（上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233）

民用小堆因單位功率下的蒸汽發(fā)生器（SG）汽空間偏小，穩(wěn)壓器容積和SG傳熱管內徑偏大等特點，會引起蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故快速滿溢。本文采用RELAP5程序對民用小堆SGTR事故開展了優(yōu)化措施研究，并提出極限單一故障下防止SG發(fā)生滿溢的工程可行方案，即增加SG高水位排放液體的溢流管線或提高二次側設計壓力且同時增加自動的安注閉鎖信號，保證在事故過程中蒸汽發(fā)生器不滿溢和放射性排放滿足限值要求。在民用小堆專設設備基本不變的前提下，針對系統(tǒng)進行了優(yōu)化，極大地提升了安全性，為民用小堆設計改進提出了工程可行方案。

蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；SG滿溢；主閘閥單一失效；溢流管線

1　概述

民用小堆采用兩環(huán)路強迫循環(huán)壓水堆方案。主系統(tǒng)由反應堆壓力容器（RPV）、穩(wěn)壓器（PRZ）、兩臺飽和式蒸汽發(fā)生器（SG）、兩臺主泵（軸流泵）、主管道（包括熱段、過渡段和冷段）和4臺主閘閥組成，如圖1所示。

蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）是民用小堆需考慮的一種設計基準事故，分析中考慮一根蒸汽發(fā)生器傳熱管完全斷裂。與傳統(tǒng)電廠和非能動電廠相對功率來比，民用小堆SG汽空間較小，穩(wěn)壓器容積偏大且SG傳熱管內徑較大，如表1所示，導致SGTR事故期間SG將較快發(fā)生滿溢，需要操縱員較短時間內（小于10 min）動作才可緩解事故，不能滿足核安全法規(guī)中相關時間的要求。為了使改進方案更具有工程可行性和可實施性，在不改變原有設計的情況下采用對系統(tǒng)進行設計優(yōu)化的措施來緩解SGTR事故，保證在事故過程中蒸汽發(fā)生器不滿溢或放射性排放滿足限值要求，這也是本論文的難點所在。

圖1　民用小堆反應堆系統(tǒng)簡圖

表1　典型壓水堆主要參數(shù)對比

2　SGTR瞬態(tài)分析

2.1　程序適用性評估

本分析采用RELAP5程序進行模擬。RELAP5以非均勻非平衡的兩流體模型為基礎，采用快速半隱式數(shù)值方法進行求解。RELAP5可以對輕水堆系統(tǒng)中諸如大破口失水事故、小破口失水事故、未能緊急停堆的預計瞬變以及給水喪失、失去廠外電源、全廠斷電、汽輪機脫扣等進行模擬，即幾乎可以覆蓋核電廠所有熱工水力瞬變和事故譜。此外，RELAP5 還包括各種部件過程的模型，如管道、泵、安注箱、閥門、電加熱器、汽輪機、分離器、控制系統(tǒng)部件。此外還對一些特殊過程建立了分析模型，例如流道面積突然變化、分支、壅塞流、硼跟蹤、不凝氣體遷移等引起的效應。SGTR事故中最關鍵的現(xiàn)象是事故發(fā)生初期的破口臨界流以及一、二次側的換熱等，這些現(xiàn)象RELAP5程序都能有效模擬。

當發(fā)生臨界噴放時，噴放過程包括單相流動和多相流動，在RELAP5程序中，臨界流模型包括單相過冷液體臨界流、兩相臨界流以及單相氣/汽臨界流模型。目前常用的臨界流模型有Henry-Fauske模型、Moody模型、HEM模型等。RELAP5程序中包含有Ransom-Trapp模型、Henry-Fauske模型及Moody模型等。滿足預測臨界噴放的計算需求。對于換熱現(xiàn)象，RELAP5程序提供了多種換熱模型，包括單相液換熱，兩相換熱，以及汽相換熱，這些模型及其適用范圍足夠覆蓋目前民用小堆運行參數(shù)范圍。綜上，RELAP5程序對本分析來說是適用的。

2.2　原設計SGTR瞬態(tài)評估

SGTR事故分析假設發(fā)生反應堆功率運行時，這樣反應堆冷卻劑帶有堆芯以燃料棒極限破損量連續(xù)運行的放射性，因帶放射性的冷卻劑經(jīng)傳熱管破口流入二回路，將導致二回路系統(tǒng)放射性增加。事故過程中保守假定在事故期間通過蒸汽旁排系統(tǒng)至冷凝器排放失效，放射性將會通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥排入大氣。（見圖2）

SGTR事故分析中保守考慮主閘閥極限單一故障未能關閉，反應堆冷卻劑從一次側向二次側泄漏，反應堆冷卻劑壓力及穩(wěn)壓器水位開始降低（見圖3和圖4），當穩(wěn)壓器壓力降到低壓力反應堆停堆信號時，反應堆緊急停堆，反應堆功率下降，反應堆停堆信號后5 s保守假設喪失電源，反應堆冷卻劑泵因失電開始惰轉，反應堆停堆信號后延遲32 s余熱排出系統(tǒng)投入，隨著反應堆冷卻劑的壓力進一步下降，達到穩(wěn)壓器低壓力S信號整定值與SG二次側高放射性信號符合時，主給水和主蒸汽管線隔離閥關閉，安注投入，假設破損環(huán)路兩主閘閥故障無法關閉（單一故障）。假設SG二次側高放射性信號疊加穩(wěn)壓器低壓力安注信號后10 min操作員手動隔離兩環(huán)路安注。在此事故過程中破損SG約400 s發(fā)生滿溢（見圖6），SG安全閥存在過水卡開的風險（見圖7），不滿足驗收準則。事件序列如表2所示。

表2　SGTR事件序列

圖2　破口流量變化

圖3　RCS壓力變化

圖4　穩(wěn)壓器水位變化

圖5　SG二次側壓力變化

圖6　SG水容積變化

圖7　SG安全閥排量

3　防滿溢解決措施

為解決第2節(jié)中SG安全閥過水卡開問題，即避免SGTR瞬態(tài)過程中SG發(fā)生滿溢，提出多種解決措施，并做了多個敏感性分析方案，具體措施及結果如表3所示。

結合民用小堆工程實施及SGTR事故分析結果，表3中后2個方案具有一定的工程可行性，故提出以下2個解決方案。

表3　解決措施及結果

3.1　提高SG及管線的設計壓力

目前民用小堆二次側的設計壓力為7.0 MPa，SG安全閥的開啟壓力為6.7 MPa。當SGTR事故下考慮主閘閥單一失效無法關閉，考慮安注有效，二次側壓力最高升高到14.0 MPa（如圖8所示），若新增穩(wěn)壓器低壓力疊加SG高放射性信號符合信號閉鎖安注投入，可提高二次側設計壓力至約9.0 MPa（如圖9所示，二次側壓力最高升至8.6 MPa），可使SG安全閥不開啟，保證放射性不發(fā)生排放。已和相關設計單位確認可實現(xiàn)二次側設計壓力提高至9.0 MPa，具有工程可行性。

3.2　增加溢流管線

通過增加兩臺SG或破損SG到廢水箱之間的溢流管線來防止SG滿溢。當破損SG水裝量達到某一整定值時開啟溢流管線（需新增相應的管道和閥門以及安全級的開啟信號）。由于安注流量較大，對SGTR事故的影響較大，故分析中分別考慮。

圖8 一、二次側壓力（安注有效）

以增加SG之間的溢流管線和相關閥門為例，通過增設破損SG到完好SG之間的溢流管線，且增加穩(wěn)壓器低壓力疊加SG高放射性符合信號閉鎖安注投入的信號，當破損SG水裝量高于7.5 m3時開啟溢流管線流量，由兩SG之間的壓差驅動流量從破損SG流向完好SG，直到兩SG壓差為0，兩臺SG水位同步升高。分析結果顯示破損SG不會發(fā)生滿溢，有0.6 m3的滿溢裕量，且過程中SG安全閥不會開啟（破口流量和SG水體積變化見圖10和圖11，事件序列見表4）。

圖9　一、二次側壓力（安注閉鎖）

圖10　破口流量變化（工況1）

圖11　SG水容積變化（工況1）

表4　SGTR事件序列對比

3.3 推薦改進方案

結合民用小堆設計及SGTR事故緩解的改進措施，綜合考慮民用小堆特點和方案的可行性，最終推薦提高二次側設計壓力或增加溢流管線來實現(xiàn)，以下兩方案具有工程可實施性，通過優(yōu)化系統(tǒng)設計，提升了安全性，有效緩解了SGTR事故，兩方案具體內容如下：

（1）增加安全級的閉鎖安注投入信號（穩(wěn)壓器低壓力疊加SG高放射性信號符合信號），提高SG二次側及管線的設計壓力為9.0 MPa，可使SG安全閥不開啟，保證放射性不發(fā)生排放，該方案切實可行，工程可實施性高。

（2）增加安全級的閉鎖安注投入信號（穩(wěn)壓器低壓力疊加SG高放射性信號符合信號），增加破損SG到完好SG之間的溢流管線，當破損SG水裝量高于7.5 m3時開啟溢流管線流量，破損SG不會發(fā)生滿溢，且過程中SG安全閥不會開啟，該方案同樣具有一定的工程可實施性。

4　結論

根據(jù)原民用小堆設計，由于單位功率下SG汽空間偏小，穩(wěn)壓器容積和SG傳熱管內徑偏大等特點，會引起SGTR事故破損SG快速滿溢，不滿足安全準則。本文首次對民用小堆SGTR事故進行全面分析，理論分析了引起破損SG滿溢的原因，做了優(yōu)化措施研究，提出了主閘閥單一失效下防止SG發(fā)生滿溢可行的工程解決方案，解決了SGTR事故發(fā)生滿溢并需要操縱員短時間內干預的問題，極大地提升了小堆安全性，為民用小堆的安全審評奠定了堅實的基礎。

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［3］ 楊磊，伊雄鷹，陳玉清．海洋核動力平臺嚴重事故下熔融物堆內滯留分析程序開發(fā)［J］．原子能科學技術，2017，51（11）：4．

［4］ 宋仕釗，劉興民，郭春秋．等．海洋核動力平臺堆芯子通道分析［J］．原子能科學技術，20116，50（12），3．

［5］ LIU Lixin．Research on impact of pressurizer heater block on SGTR overfill analysis，ICONE25-66479［R］．Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, 2017：2-4．

Steam Generator Tube Rupture Analysis for Civilian Small Module Reactor and Measures to Prevent SG Overfill

LIU Lixin，LIU Zhan，WANG Zhe

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute，Shanghai 200233，China）

Because of the smaller SG steam space, larger pressurizer volume and SG tube radius of civilian small module reactor, SG can be overfill soon after steam generator tube rupture (SGTR) accident. Study on optimized measures has been done with RELAP5 code for SGTR of ocean nuclear power platform. And the engineering feasible solutions to prevent the SG overfill are also provided, including adding flooding line to drain water or increasing secondary design pressure, as well as adding auto safety injection block signal, to ensure that the SG overfill doesn’t occur and radioactivity satisfy meets the limiting value. The system is optimized with the same equipment, and the safety is greatly enhanced, engineering feasible solutions are provided for civilian small module reactor.

Steam generator tube rupture; SG overfill; Single failure of brake valve; Flooding line

TL48

A

0258-0918（2022）02-0297-06

2021-04-29

劉立欣（1987—），女，遼寧營口人，高級工程師，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應堆熱工水力方面研究