“華龍一號”設計基準事故長期階段反應性控制研究

陶 俊，咸春宇，陳 軍，馬茲容

(華龍國際核電技術有限公司，北京 100036)

在核電廠正常運行和事故工況下，均要保證堆芯反應性控制、堆芯和乏燃料水池余熱導出和放射性包容三項基本安全功能的可靠執行，以確保核電廠及環境和公眾的安全[1]。壓水堆核電廠堆芯反應性控制途徑主要有控制棒、化學和容積控制(RCV)系統和安全注入系統(RIS)[2]。

在核電廠事故情況下，通過控制棒插入只能確保事故后短期內堆芯處于次臨界狀態，此時的堆芯余熱通常經蒸汽發生器帶出，電廠僅達到可控狀態。電廠從可控狀態向安全停堆狀態過渡的長期冷卻階段，以預期的堆芯冷卻速率將反應堆冷卻劑系統(RCS)冷卻至余熱排出系統(RHR)可以投入的狀態，從而以RHR運行的方式確保堆芯長期冷卻。由于堆芯多普勒溫度系數和慢化劑溫度系數等負的反應性反饋效應，在堆芯冷卻過程中將引入正反應性，堆芯有重返臨界的風險。因此，在該堆芯冷卻過程中必須以可靠方式向堆芯引入負反應性，確保堆芯處于次臨界狀態并保證一定的停堆裕量，從而確保堆芯的長期冷卻和安全。

本文通過研究“華龍一號”核電廠設計基準事故長期階段的反應性控制要求，提出該階段的反應性控制措施，并針對事故工況進行分析，論證“華龍一號”核電廠設計基準事故長期階段堆芯反應性控制策略的有效性，實現可靠的并具有較高經濟性的事故長期階段反應性控制。

1 事故長期階段反應性控制要求

在設計基準事故長期階段，控制棒棒位已達到下插入限，不能靠插入控制棒的方式確保堆芯處于次臨界。……