模塊式小堆DEC-A 設計擴展工況研究

邱志方 馮楚然 方紅宇 杜政瑀

（1.中國核動力研究設計院<核反應堆系統設計技術重點實驗室>，四川 成都 610213；2.中國核電工程有限公司，中國 北京 100840）

【關鍵字】模塊式小堆；DEC-A；安全性

0 引言

福島事故后，多個國家和組織開始建立新的核安全目標和核安全要求，一個重要的變化就是設計擴展工況（Design Extension Condition，DEC）概念的應用，將一部分超設計基準事故納入設計考慮范圍，以提高核電廠事故應對能力[1-3]。

2016 年11 月， 國家核安全局發布了新版HAF102—2016《核動力廠設計安全規定》[4]。 HAF102—2016 在“5.1.1 核動力廠狀態分類”中，引入了“設計擴展工況”的概念，并在“5.1.9 設計擴展工況”中，對于設計擴展工況的清單確定、分析論證、應對措施設計以及最終安全目標等方面均提出了明確要求。HAF102—2016 中要求“必須在工程判斷、確定論和概率論評價的基礎上得出一套設計擴展工況，目的是增強核動力廠應對比設計基準事故更嚴重的或包含多重故障的事故的承受能力，避免不可接受的放射性后果，以進一步改進核動力廠的安全性。

目前，國際上關于模塊式小堆的設計擴展工況研究較少，本文遵照HAF102—106 的要求，對我國自主設計的模塊式小堆（ACP100）開展設計擴展工況的研究，重點針對堆芯未損傷設計擴展工況（DEC-A）開展研究， 提出適用于模塊式小堆的DEC-A 清單選取和分析方法， 確定模塊式小堆具有應對DEC-A 工況的能力。

1 模塊式小堆簡介

模塊式小堆采用一體化反應堆與非能動專設安全系統相結合的設計，如圖1 所示，非能動專設安全系統主要包括非能動堆芯冷卻系統、非能動余熱排出系統、非能動安全殼空氣冷卻系統等。

2 設計擴展工況DE C- A 的定義

核電廠工況分類與縱深防御層次的劃分有著密切的關聯，不同的工況對應著不同的安全要求，不同的縱深防御層次對應著不同的防御目的及響應措施等，如表1 所示，DEC-A 工況為超出設計基準事故考慮范圍的事故工況，但其事故后果不會造成堆芯明顯損傷的工況。

圖1 模塊式小堆示意圖

表1 核電廠狀態

3 模塊式小堆的DE C- A 工況選取方法

3.1 IAEA 對于DEC-A 工況的考慮

IAEA（國際原子能機構）認為應該充分考慮確定論、概率論以及工程判斷的方法對DEC-A 進行選取，且至少考慮以下3 種類型的工況[5]：

極不可能的事件，造成的情況超出了應對設計基準事故的安全系統的能力；

用于緩解假想始發事件的安全系統多重失效；

引起在正常運行狀態下執行基本安全功能的安全系統故障的多重故障。

IAEA 基于輕水堆的大量運行經驗， 以及各成員國長期研究成果和大量風險評價研究， 提出典型的DEC-A 清單包括：

（1）未能緊急停堆的預計瞬變（ATWS）；

（2）全廠斷電（SBO）；

（3）余熱排出模式下的喪失堆芯冷卻；

（4）乏燃料水池冷卻和裝量喪失；

（5）最終熱阱喪失。

3.2 模塊式小堆的DEC-A 工況選取

遵照HAF102-2016 明確提出的 “必須在工程判斷、確定論和概率論評價的基礎上得出一套設計擴展工況” 要求， 參考IAEA 對于DEC-A 選取的總體思路，開展模塊式小堆的DEC-A 工況選取研究。模塊式小堆的DEC-A 選取方法如圖2 所示，主要方法如下：考慮PSA 方法和模型來識別和確定極不可能事件和多重失效事件，且考慮確定論和工程判斷，綜合獲得DEC-A 工況。 如果某多重故障序列導致的堆芯熔化風險足夠高，以至于如果不采取應對措施的堆芯熔化風險就是不可接受的，那么就應當將該多重故障序列定義為DEC-A 序列， 并論證可以采取相應措施應對該DEC-A 序列，避免發生堆芯熔化。

圖2 DEC-A 工況選取方法

DEC-A 分析目的是為了提高核電廠安全水平，降低發生堆芯損壞（CD）的可能性，因此，DEC-A 頻率截斷值的選取與電廠的安全目標直接相關。考慮模塊式小堆的總CDF 目標為小于1.0×10-6/堆年，以及始發事件數量疊加系統失效可能的序列數量，DEC-A 概率截斷值頻率選取為1.0×10-8/堆年， 即DEC-A 篩選考慮大于1.0×10-8/堆年的事件序列。

根據模塊式小堆內部事件一級PSA 的研究基礎，DEC-A 清單確定的主要步驟為：

（1）根據內部事件一級PSA 模型，分析發生不同始發事件發生后各安全措施（既包含用于設計基準工況的專設安全措施，也包含非專設）對于事故發展和CDF 頻率的影響。

（2）對于所得到的一系列新的事故序列，按照其CDF 頻率值大小進行排序。 將CDF 頻率高于截斷值的事故序列保留下來，并按照事故序列類型及事故進程進行歸類， 各類DEC-A 序列的名稱根據各序列組中的代表性序列確定。

（3）考慮確定論和工程判斷，結合國際上的核電廠工程實踐， 最終確定適用于模塊式小堆的DEC-A清單。

模塊式小堆基于PSA、確定論以及工程判斷獲得了DEC-A 工況如表2 所示， 模塊式小堆選取的DEC-A 工況覆蓋了IAEA 提出的3 種類型。

表2 模塊式小堆DEC-A 工況

4 典型事故分析

本文選取喪失主給水疊加非能動余熱排出系統失效的DEC-A 工況作為典型工況開展定量化研究。分析采用最佳估算的分析方法與假設，考慮操縱員有效干預的時間（事故后、或根據相應的事故規程達到操作指示信號后）為30 min。 該工況的驗收準則考慮為： 反應堆冷卻劑系統的壓力不超過最大允許壓力22.0MPa；燃料包殼溫度不超過982℃；放射性后果滿足相應準則要求。

表3 給出了喪失主給水疊加非能動余熱排出系統失效的事件序列，研究表明給水流量喪失后，蒸汽管線的壓力快速下降產生“S”信號，“S”信號觸發緊急停堆和非能動堆芯冷卻系統注入，緊急停堆信號將自動觸發非能動余熱排出系統投入（分析中考慮非能動余熱排出系統投入失效）。 由于非能動堆芯冷卻系統投入， 依賴堆芯補水箱中的冷水對反應堆進行冷卻，冷卻劑系統的壓力開始下降，但是由于非能動余熱排出系統未投入，冷卻劑系統壓力在下降一段時間后開始上升。操縱員可依據非能動余熱排出系統的流量或者流體溫度判斷非能動余熱排出系統是否投入，假設操縱員在非能動余熱排出系統投入信號后30 min 內識別出非能動余熱排出系統未投入，手動開啟自動卸壓系統（RDP）進行卸壓，第一、第二、第三級RDP 卸壓系統依次投入，RDP 開啟后冷卻劑系統壓力迅速下降，安注箱和換料水箱依次注入，最后依賴于非能動堆芯冷卻系統及非能動安全殼空氣冷卻系統實現堆芯冷卻長期再循環帶走堆芯余熱。冷卻劑系統壓力和包殼溫度如圖3 和圖4 所示，事故過程中燃料包殼溫度最大值為399.0℃， 事故過程中冷卻劑系統壓力不會超過22MPa，堆芯無損壞風險，該事故工況的放射性后果可以被設計基準事故的失水事故包絡，滿足相應準則要求。

表4 給出了模塊式小堆的各類DEC-A 工況的應對措施， 分析表明目前模塊式小堆針對各類DEC-A均有相應的措施，可有效緩解DEC-A 的事故。

圖3 冷卻劑系統壓力

圖4 燃料包殼溫度

表3 事件序列

表4 模塊式小堆的DEC-A 與應對措施

5結語

本文遵照HAF102—2016 法規要求， 參考IAEA對于DEC-A 研究的總體思路， 開展了模塊式小堆的DEC-A 工況研究，確定了模塊式小堆的DEC-A 工況清單，并定量化分析了模塊式小堆DEC-A 典型工況。研究表明， 模塊式小堆針對各類DEC-A 均有相應的緩解措施和能力，保障了模塊式小堆的安全性。 本文提出的DEC-A 工況選取及分析方法也為其他核電廠的DEC-A 研究提供了參考。