反应堆一回路系统优化设计方案的可行性验证

陈 磊，阎昌琪，王建军

(哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001)

与常规动力系统相比，核动力系统体积庞大，相对笨重。在一些特殊条件下，如船舶或航天核动力系统，往往希望其结构紧凑、重量轻。为此，研究人员将最优化理论引入核动力系统设计中，以期减小其重量及体积。贺士晶等[1]采用复合形-遗传算法，通过调整冷却剂压力、堆芯进口温度、堆芯出口温度、稳压器内径，实现了稳压器容积40.9%的优化；秦慧敏等[2]针对某型蒸汽发生器进行了重量优化设计，所得到的优化方案与母型相比，重量降低了17.16%。在耦合设备优化中，郑静等[3]开展了汽轮机组优化设计研究；陈磊等[4]进行了蒸汽发生器和稳压器的耦合优化。在系统级的优化设计中，秦慧敏等[5-6]针对某型核动力装置，分别开展了重量、容积优化设计。

核动力系统尺寸优化已取得较大成就，然而，目前所进行的优化设计工作均基于“设备处于稳态满功率运行工况”这一假设。在设计基准事故发生时，优化设计方案是否能确保堆芯安全，仍有待考证。基于此，本文采用轻水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.2，开展经优化设计后的某型反应堆冷却剂系统在部分基准事故下的运行特性研究，并将安全设计准则参数与母型对比分析，评估优化方案的安全性能。

1 优化方案及其运行规程

基于已开发的优化程序，得到优化方案下各设备的结构参数，并使用RELAP5/MOD3.2程序建模。同时，依据母型相关参数，为优化方案制定运行规程(如喷淋信号、电加热信号、安注信号等)，为事故分析做好准备。

1.1 优化方案[5]

秦慧敏等建立了反应堆一回路系统数学模型，其中包括压力容器、主管道、蒸汽发生器和稳压器，并采用改进复合形算法，以一回路冷却剂压力p1、一回路冷却剂流量M、反应堆出口温度欠热度Δtsub为优化变量，实现了反应堆一回路系统重量3.77%的优化。优化方案与母型方案列于表1。其中，W为一回路系统净重。

表1 一回路母型及优化方案

1.2 优化方案运行规程

优化方案运行规程主要依据式(1)制定。当所监测的信号达到触发值时，将引起相关设备动作。具体运行方案列于表2。其中：h为蒸汽发生器水位；p2为蒸汽发生器二次侧压力。

表2 母型及优化方案运行规程

(1)

2 一回路系统建模

RELAP5程序是美国爱达荷国家工程实验室(INEL)研制的轻水堆系统瞬态热工水力分析程序，基于瞬态一维、两相流体、六方程水力学和一维热传导及点堆中子动力学模型，可用于轻水堆冷却剂系统破口事故、未能实现反应堆紧急停堆的预期瞬态、蒸汽发生器传热管破裂等事故和瞬态热工水力行为，是现有的物理模型较完善且国际公认应用最为广泛的大型瞬态系统分析程序之一[8]。

应用RELAP5程序，模拟一回路冷却剂系统两条环路，每条环路包括热段、蒸汽发生器、冷段、主泵及安注系统。其中，1条环路设置有稳压器，并模拟喷淋装置、电加热元件、卸压阀、安全阀。在二次侧，采用时间控制体和时间控制接管模拟主给水和辅助给水，并设置蒸汽发生器释放阀和安全阀。同时，在模拟过程中，加入蒸汽发生器液位控制系统。图1示出了详细系统节点划分。

依据母型及优化的方案结构参数，分别建立一回路系统，并运行达到满功率稳态工况。表3对比了母型及优化方案各主要参数与RELAP5程序的仿真结果。表3中，P代表母型值；P-R代表母型RELAP5程序计算值；O代表优化方案值；O-R代表优化方案RELAP5程序计算值。

图1 一回路系统节点图

表3 母型和优化方案主要参数与RELAP5程序仿真结果对比

3 事故分析

采用所建立的RELAP5模型及相应运行方案，研究优化方案在完全失去厂外电、主给水丧失和小破口失水事故下的运行特性，并将安全准则参数与母型对比，以评估优化方案的安全性能。在本文研究中，对事故模拟进行如下保守性假设：

1) 停堆信号发出2 s后，堆芯停堆；

2) 停堆12 s后，柴油发电机启动，带动1台电动辅助给水泵；

3) 事故发生后，二回路蒸汽旁路排放阀闭锁，蒸汽发生器内的蒸汽只能通过蒸汽释放阀和安全阀向空排放。

3.1 完全失去厂外电事故

在100%满负荷功率水平稳定运行条件下，10 s时外电网发生故障，主泵失去电源，开始惰转，主蒸汽隔离阀关闭，反应堆停堆。依靠冷却剂自然循环，堆芯余热得以排出。在蒸汽发生器二次侧，释放阀的间歇性开启及辅助给水的投入，为一回路系统提供热阱。图2示出了母型及优化方案各主要参数在事故发生后9 000 s内的变化趋势。

完全失去厂外电后，冷凝器循环水泵停止运转，主蒸汽只能通过蒸汽释放阀和安全阀向空排放。事故初期，由于主给水丧失，蒸汽发生器下降段过冷度变小，上升段沸腾传热区域变大，蒸汽产量增加，使得蒸汽发生器二次侧压力迅速增大(图2a)，并冲开释放阀和安全阀；同时，由于事故前期大量蒸汽产生，带走一回路大量热量，致使冷却剂温度急剧下降(图2b)，一回路压力随之降低(图2c)。随后，蒸汽释放阀回座，蒸汽发生器二次侧压力再次升高，使得冷却剂温度和一回路压力随之升高。但当二次侧压力达到释放阀开启整定值时，一回路温度和压力将再次降低。此波动过程将持续一段时间，在事故后期，待蒸汽发生器液位达到一定高度(图2d)时，操作员可手动开启释放阀，促使蒸汽发生器二次侧卸压，一回路压力和温度随之降低。

在完全失去厂外电事故模拟中，无论是母型方案还是优化方案，其燃料芯块最高温度、包壳表面最高温度及堆芯最小烧毁比均在安全范围内(表4)。因此，优化方案可抵御完全失去厂外电这一设计基准事故。

图2 各主要参数在完全失去厂外电事故下随时间的变化

表4 完全失去厂外电事故下安全参数极值

3.2 主给水丧失事故

在100%满负荷功率水平稳定运行条件下，10 s时发生两个环路蒸汽发生器主给水丧失事故，此时，蒸汽/给水流量失配。在蒸汽发生器低水位信号触发下，反应堆停堆，随后，主蒸汽隔离阀关闭。在本事故中，反应堆停堆后，主泵电源切除，堆芯依靠自然循环排出余热。在蒸汽发生器二次侧，释放阀间歇性开启及辅助给水的投入，为一回路系统提供热阱。表5列出了母型及优化方案在主给水丧失事故下的事故序列。由表5可知，母型方案和优化方案事故进程基本一致。

表5 主给水丧失事故序列

图3示出了主给水丧失事故下，母型方案及优化方案一回路压力及冷却剂平均温度的变化。在事故后期，待蒸汽发生器液位恢复时，操作员可手动开启蒸汽发生器释放阀，使二回路卸压，从而达到一回路降压降温的目的。

在主给水丧失事故模拟中，无论是母型方案还是优化方案，其燃料芯块最高温度、包壳外表面最高温度及堆芯最小烧毁比均在安全范围内(表6)。因此，优化方案可抵御主给水丧失这一设计基准事故。

图3 各主要参数在主给水丧失事故下随时间的变化

表6 主给水丧失事故下安全参数极值

3.3 小破口失水事故

在100%满负荷功率水平稳定运行条件下，10 s时1个环路冷段发生破口，破口面积为78.5 cm2(母型主管道面积的2%)。在稳压器压力低信号下，控制棒下落，反应堆停堆。表7列出了母型及优化方案事故序列。

小破口发生后，一回路压力迅速下降，并引起反应堆停堆(图4a中1区)。随着压力到达冷却剂温度所对应的饱和压力，冷却剂开始闪蒸，由于冷却剂产生汽化，压力降低的速度变慢(图4a中2区)。随着冷却剂不断从破口流出，最终触发中压、低压安注系统的投入，使得反应堆被完全淹没(图4a中3区)。

表7 小破口失水事故序列

由图4可看出，优化方案和母型方案在事故进程上存在较大区别。其主要表现为：在事故发生500 s后，优化方案的一回路压力出现了上升，延缓了中、低压安注的投入；而母型中的一回路压力，一直下降，能保证中、低压安注快速投入，反应堆及时得到淹没。引起这种区别的主要原因是：优化方案蒸汽发生器二次侧蓄水量较母型方案的少。

由图4b可知，在事故前500 s内，母型蒸汽发生器液位明显高于优化模型。因此，母型方案冷却剂温度下降速率较优化方案快(图4c)；一回路能实现快速降温(图4c)、降压(图4a)。当压力降至一定值时，中压安注大量投入(图4d)，使堆芯温度大幅下降(图4c)。在优化方案中，中压安注开始大量投入后，也能使堆芯温度有效降低(图4c)；但由于蓄压水箱大量投入前，堆芯压力温度较高；待蓄压流量投入一段时间后，蓄压箱内压力不再高于堆芯，使蓄压流量中止(图4d)。由于此时，高压安注尚不能带走堆芯余热，因此，一回路压力上升。随高压安注的不断投入，以及破口处不断喷放，一回路压力在升高至一定值后，开始下降，并使中压安注恢复，最终触发低压安注，堆芯迅速被淹没。

图4 各主要参数在小破口失水事故下随时间的变化

图5示出了压力容器内液位随时间的变化。由图5可知，在本文所研究的小破口失水事故中，压力容器内的冷却剂足以包容堆芯。值得注意的是，在液位的计算过程中，认为压力容器内汽、液完全分层，且冷却剂位于容器底层。在小破口失水事故模拟中，无论是母型方案还是优化方案，其燃料芯块最高温度、包壳表面最高温度堆芯最小烧毁均满足安全要求(表8)。因此，优化方案可抵御主给水丧失这一设计基准事故。

4 结论及展望

采用轻水堆最佳估算程序研究了某型压水堆优化设计方案在部分基准事故下的响应特性，研究结果表明：

图5 压力容器液位在小破口失水事故下随时间的变化

表8 小破口失水事故下安全参数极值

1) 针对所研究的完全失去厂外电、失去主给水和小破口失水事故，本文为优化方案所制定的运行方案可行；

2) 文献[5]所提出的反应堆一回路重量优化设计方案能抵御本文所研究的设计基准事故。

在优化方案可行性验证的下一步工作中，将开展更多类型的设计基准事故研究及进行超基准事故研究。

参考文献：

[1] 贺士晶，阎昌琪，王建军，等. 稳压器容积的优化设计[J]. 原子能科学技术，2010，44(3)：320-324.

HE Shijing, YAN Changqi, WANG Jianjun, et al. Design optimization of pressurizer volume[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(3): 320-324(in Chinese).

[2] 秦慧敏，阎昌琪，王建军，等. 立式自然循环蒸汽发生器的重量优化设计[J]. 原子能科学技术，2011，45(1)：66-72.

QIN Huimin, YAN Changqi, WANG Jianjun, et al. Optimal design of vertical natural circulation steam generator weight[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(1): 66-72(in Chinese).

[3] 郑静，阎昌琪，王建军. 基于复合-遗传算法的汽轮机组初步优化设计[J]. 原子能科学技术，2011，45(7)：835-841.

ZHENG Jing, YAN Changqi, WANG Jianjun. Preliminary optimal design of turbine unit based on complex-generic algorithm[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(7): 835-841(in Chinese).

[4] 陈磊，阎昌琪，王建军，等. 核动力设备耦合优化设计研究[J]. 原子能科学技术，2013，47(3)：437-441.

CHEN Lei, YAN Changqi, WANG Jianjun, et al. Study on coupling-optimization design of nuclear power plant[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(3): 437-441(in Chinese).

[5] 秦慧敏，阎昌琪，王建军. 反应堆一回路装置的重量优化设计[J]. 原子能科学技术，2011，45(5)：572-577.

QIN Huimin, YAN Changqi, WANG Jianjun. Optimal design of nuclear reactor primary circuit weight[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(5): 572-577(in Chinese).

[6] 秦慧敏，阎昌琪，王建军. 反应堆一回路装置的容积优化设计[J]. 核动力工程，2011，32(4)：86-90.

QIN Huimin, YAN Changqi, WANG Jianjun. Optimal design of nuclear reactor primary circuit volume[J]. Nuclear Power Engineering, 2011, 32(4): 86-90(in Chinese).

[7] 欧阳予. 秦山核电工程[M]. 北京:原子能出版社，2000:143-225,258-297,318.

[8] 刘立欣，郑利民，周全福. AP1000核电厂典型的运行瞬态分析[J]. 核技术，2012，35(11)：869-876.

LIU Lixin, ZHENG Limin, ZHOU Quanfu. Preliminary study on operational transient analysis for AP1000[J]. Nuclear Techniques, 2012, 35(11): 869-876(in Chinese).