模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故研究
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摘 要：本文对模块式小型堆反应堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故进行分析，研究模块式小型堆在反应性引入事故后堆芯的热工安全性。对不同提棒速率、反馈系数工况的计算分析结果表明，对于模块式小型堆来说，即使发生了功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故，最小DNBR仍高于限值，燃料棒发生DNB的份额为0，满足限值准则的要求。事故发生后，可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。
关键词：模块式小型堆 控制棒束失控抽出 DNB
中图分类号：TL329.2 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2019）11（a）-0187-03
ACP100[1]是中核集团研发的一种模块式小型堆，达到第三代核电站相关要求。ACP100的核蒸汽供应系统采用一体化布置，集成为一个反应堆模块，具有多重固有安全特性。
ACP100反应堆功率小，堆芯功率密度低，较低的堆芯功率密度使得事故后燃料及其包壳温度较低，反应堆具有更大的堆芯热工安全裕量。本文对ACP100反应堆反应性引入事故的典型工况-功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故-进行分析，研究ACP100在反应性引入事故后堆芯的热工安全性。
由于操作失误或同时发生多个独立的电气或机械故障，可能导致控制棒束不受控地抽出。该事故只可能发生在下列两种极不可能的工况：（1）操作员考虑到有棒组错列或一个棒束下落，把棒组控制切换为手动模式，有意抽出单个控制棒束;（2）如果反应堆以自动控制模式运行，几个同时发生的电气或机械故障可能导致一个控制棒组件抽出。以上多种情况组合发生的概率非常低，该事故为第III类工况（稀有事故）。
单个控制棒束组件的持续抽出将使功率、温度和热通道因子增加。如不及时终止控制棒的失控抽出，功率失配以及随之产生的反应堆冷却剂温度上升将导致DNB的发生并可能损坏燃料包壳。根据III类工况的限值准则，事故发生的限制结果允许出现轻微的燃料损坏。
1 反应堆保护
1.1 事故探测
功率运行时单个控制棒束抽出可由下列方法探测出来：
—棒位指示器;
—指示棒偏离其所在棒组的可视信号和声响报警;
—堆外核测量通道或堆芯出口热电偶探测出的功率不对称分布。
1.2 反应堆自动保护
根据模块式小堆保护信号的设置情况，单个控制棒束抽出工况中，可采用的紧急停堆信号有：
—功率量程中子注量率高;
—反应堆出口冷却剂温度高;
—稳压器压力高。
2 限制准则与计算方法
2.1 限值准则
该事故属于第III类工况（稀有事故）。事故发生的限制结果允许出现轻微的燃料损坏，借鉴国内外成熟的设计经验，事故的限制准则为：
发生DNB的燃料棒份额不高于5%。
2.2 计算方法
该事故的分析计算分以下几步进行：
—由堆芯物理程序计算失控抽出的一束控制棒组件的价值以及相应的堆芯径向和轴向功率峰因子;
—进行热工瞬态分析，得到瞬态中核功率、热功率、反应堆冷却剂温度和压力的变化;
—计算DNBR。
3 功率运行状态单个控制棒束失控抽出
3.1 主要假设
采用的假设应使得到的最小DNBR值和发生DNB的燃料份额最为不利。
3.1.1 初始工况
以100%额定功率[1]作为初始工况分析该瞬态。
为了使瞬态过程中DNB现象更不利，保守地采用如下的初始条件：
— 初始反应堆功率为满额定功率加上最大的稳态热工测量误差;
— 反应堆冷却剂初始平均温度为所分析运行工况下的名义值加上最大的稳态控制带和测量误差;
— 初始稳压器压力为名义值减去最大稳态波动值和测量误差;
— 初始反应堆冷却剂流量为热工设计流量。
3.1.2 初因事件和功能假设
该瞬态开始于棒开始抽出时，研究了8步/分和72步/分两种提棒速度。为使事故后果更恶劣，假设反应堆处于手动控制模式。
3.1.3 与堆芯相关假设
出于保守考虑，采用所有循环燃耗寿期最不利的堆芯功率分布，且假定在瞬态过程中功率分布不发生改变。
并考虑大、小反馈效应，即慢化剂密度系数和燃料温度系数采用所有循环燃耗寿期内最大或最小值（绝对值）。
3.1.4 控制与保护系统
不考虑蒸汽排放系统动作，因为蒸汽排放会增加排热，从而增加了DNBR裕量。假定稳压器压力控制（喷淋和卸压阀）能工作。
反应堆保护由功率量程中子注量高或反应堆出口温度高或稳压器压力高紧急停堆信号进行保护，其它保护方式被禁止，并假定最大价值控制棒束卡在完全抽出位置。
3.2 事故进程与结果分析
3.2.1 事故进程分析
当反应性反馈较大时，引入的反应性被反馈效应所补偿，反应堆功率上升幅度较小，同时由于反应性反馈较大，冷却剂的温度上升幅度较小，即使控制棒完全提出，可能仍不会触发保护信号。
当向堆内引入的反应性比较缓慢（提棒速率8步/分）时，反应性被反馈效应所补偿，反应堆功率上升较慢，相比之下，稳压器压力和冷却剂平均温度的上升幅度较大，将由反应堆出口冷却剂温度高和稳压器压力高紧急停堆信号提供反应堆保护。
当向堆内引入的反应性较快（提棒速率72步/分）时，如果反馈效应不能完全补偿引入的反应性，反应堆功率将快速增长，最后达到功率量程中子注量率高紧急停堆整定值，触发紧急停堆。
表1给出了模块式小型堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出过程，最大、最小提棒速率，最大、最小反馈四种工况的计算分析中触发的保护信号。
对于工况2，由于触发保护信号时冷却剂的温度、压力较高，其事故后果最恶劣。图1、图2和图3给出了工况2事故过程中核功率、冷却剂温度和稳压器压力随时间变化的曲线。
3.2.2 结果分析
（1）最大反馈效应。
当慢化剂和多普勒系数取最大绝对值时，控制棒束抽出后温度的上升限制了核通量增加。反应堆稳定在与初始工况相似的热流密度、温度和压力值下。整个瞬态过程中，与DNB有关的热工水力状况比小反应性反馈效应时要有利得多， DNBR总是在限值之上。
（2）最小反馈效应。
当反应性引入速率较慢时，反应堆冷却剂温度和压力上升幅度较大，最小偏离泡核沸腾比显著下降。
最小DNBR的工况是8步/分提棒-小反馈，为1.95。所有工况下，发生DNB的份额均为0%。
4 结语
本文针对模块式小堆功率运行状态单个控制棒束失控抽出事故进行了事故起因和事故后果分析。分析结果表明，单个控制棒束抽出发生的几率是极为微小的。即使发生，最小DNBR仍高于限值，燃料棒发生DNB的份额为0。在紧急停堆后，可以根据操作规程使反应堆进一步冷却降温至安全状态。对于未触发紧急停堆的工况，也可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。
参考文献
[1] 宋丹戎，秦忠，程慧平，等.ACP100模块化小型堆研发进展[J].中国核电，2017（2）：172-177.
[2] 朱繼洲.核反应堆安全分析[M].第1版.西安：西安交通大学出版社，2004.8（2011.3重印）.
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