收稿日期:2020-07-06
基金项目：国家重点研发计划(2018Y F E 0116100
)作者简介：杨 雯(1981 )，男，江西赣州人，高级工程师，硕士，现主要从事核动力总体设计工作方面研究通讯作者：吴 攀,E -m a i l :w u p a n 2015@m a i l .x j
t u .e d u .c n  第41卷 第2期核科学与工程
V o l .41 N o .2
2021年4月
N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n g
A p
r .2021典型事故工况下超临界水堆C S R 1000的
非能动安全特性研究
杨 雯1，任彦昊2，吴 攀2,
*
，单建强2(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041;
2.西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安710049
)摘要：超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆，具有热效率高㊁系统简化㊁经济性好㊁有效防止核扩散等特点㊂本文结合压力容器式超临界水堆C S R 1000的特点，设计了一套完全非能动的安全系统，用以提升C S R 1000反应堆的安全性，系统包括堆芯补水箱㊁余热排出系统㊁自动泄压系统㊁重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统㊂将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆C S R 1000,
并采用经过验证的系统分析程序S C T R A N 对C S R 1000的三种典型事故(卡泵事故㊁失流事故和失水事故)进行了安全分析㊂分析结果显示，在发生瞬态和事故时，非能动安全系统的设备各司其职，快速动作，可以保证反应堆的堆芯安全㊂事故工况下，反应堆的最高包壳温度为850ħ，低于相应的包
壳温度限值㊂计算结果验证了非能动安全系统的可行性㊂
关键词：超临界水堆；非能动安全系统;C S R 1000；安全系统设计；事故分析中图分类号:T L 48
文章标志码:A
文章编号:0258-0918(2021)02-0366-12
S t u d y o n P a s s i v e S a f e t y C h a r a c t e r i s t i c s o f S u p
e r c r i t i c a l W a t e r R e a c t o r C S R 1000u n d e r T y p
i c a l A c c i d e n t C o n d i t i o n s Y A N G W e n 1
,R E N Y a n h a o 2
,WU P a n
2,*
,S HA N J i a n q i a n g
2
(1.S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y o n R e a c t o r S y s t e m D e s i g n T e c h n o l o g y L a b o r a t o r y o
f N u c l e a r P o w e r I n s t i t u t e o f C h i n a ,C h e n g
d u o f S i c h u a n P r o v .610014,C h i n a ;2.S c h o o l o f N u c l
e a r S c i e n c e a n d T e c h n o l o g y o
f X i  a n J i a o t o n
reactor4g U n i v e r s i t y
,X i  a n o f S h a a n x i P r o v .710049,C h i n a )A b s t r a c t :S u p e r c r i t i c a l w a t e r -c o o l e d r e a c t o r (S C WR )i s t h e o n l y w
a t e r -c o o l e d r e a c t o r a -m o n g t h e s i x G e n e r a t i o n -I V r e a c t o r c o n c e p t s .I t i s c h a r a c t e r i z e d
b y c
o n s i d e r a b l e a d v a n t a -g e s s u c h a s h i g h t h e r m a l e f f i c i e n c y ,s y s t e m s i m p l i c i t y a n d e n h a n c e d s a f e t y
.I n c o n s i d e r a -t i o n o f t h e c o r e d e s i g n o f t h e p r e s s u r e v e s s e l o f S C WR ,a n e w p a s s i v e s a f e t y s y
s t e m i s 6
63
p r o p o s e d.I t c o m p o s e s t h e h i g h p r e s s u r e r e a c t o r m a k e-u p t a n k(R MT),t h e i s o l a t i o n
c o n
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e n s e r s y s t e m(I C S),t h e a u t o m a t i c d e p r e s s u r i z a t i o n s y s t e m(A D S),t h e g r a v i t y
d r i v
e n c o r e c o o l i n g s y s t e m(G D C S),t h e p a s s i v e c o n t a i n m e n t c o o l i n g s y s t e m(P C C S).T h e g e o m e t r i c p a r a m e t e r s a n d t r i p c o n d i t i o n s o
f t h e p a s s i v e s a f e t y s y s t e m a r e a l s o d e t e r-m i n e d.T h e p a s s i v e s a f e t y s y s t
e m i s a p p l i e d t o t h e C h i n e s e S C WR c o n c e p t,C S R1000, a n d t h e s a f e t y p e r f o r m a n c e o f C S R1000i s t h e n s t u d i e d w i t h S C T R A N.A c c i d e n t s o f p u m p s e i z u r e, l o s s o f c o o l a n t f l o w a c c i d e n t s(L O F A),l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t s(L O-C A)a r e a n a l y z e d f o r t h e C S R1000.T h e p a s s i v e s a f e t y d e v i c e s r e s p o n s e q u i c k l y a n d w o r k q u i t e w e l l w i t h e a c h o t h e r u n d e r a c c i d e n t c o n d i t i o n.T h e m a x i m u m c l a d d i n
g s u r f a c e t e m-p e r a t u r e s(M C S T),w
h
i c h i s t h e m o s t i m p o r t a n t s a f e t y c r i t e r i o n,i n t h e t r a n s i e n t s a n d a c c i d e n t s a r e r e s p e c t i v e l y780ħa n d850ħ,w h i c h s t a y w e l l b e l o w t h e s a f e t y m a r-g i n.T h e a n a l y s e s h a v e s h o w n t h a t t h e c o r e d e s i g n o f t h e C S R1000i s f e a s i b l e a n d t h e p r o p o s e d p a s s i v e s a f e t y s y s t e m i s v e r i f i e d t o b e c a p a b l e o f m i t i g a t i n g t h e c o n s e q u e n c e s o f t h e s e l e c t e d a b n o r m a l i t i e s.
K e y w o r d s:S u p e r c r i t i c a l w a t e r-c o o l e d r e a c t o r;P a s s i v e s a f e t y s y s t e m;C S R1000;S a f e t y s y s-t e m d e s i g n;A c c i d e n t a n a l y s i s
超临界水堆是第四代核能系统中仅有的水
冷堆，是中国在先进反应堆研究中的重点，很
有潜力成为最先实现商业运行的第四代反应
堆㊂由于堆内的冷却剂焓升较大，超临界水堆
的冷却剂质量流量远少于压水堆和沸水堆(超
临界水堆堆芯质量流量与电功率之比约为压水
堆的1/12，沸水堆的1/10)[1]，且在超临界过热区水的比热值很小，超临界水堆在应对事故
时存在天然的缺陷㊂因此，为了提高超临界水
堆的安全性，进行超临界水堆非能动安全系统
设计及性能分析，对超临界水堆的安全研究具
有重要的学术意义和工程应用价值㊂
超临界水堆C S R1000(C h i n e s e S u p e r c r i t-i c a l R e a c t o r1000)是中国核动力院开发的反应堆概念，是一种典型的压力容器式超临界水堆[2,3]㊂C S R1000由轻水慢化和冷却㊂反应堆的额定热功率和电功率分别是2300MW和1000MW㊂为了提高反应堆的热效率, C S R1000的堆芯入口和出口冷却剂温度设计为280ħ和500ħ㊂C S R1000采用了双流程堆芯布置，以增加堆芯加热长度，降低反应堆轴向冷却剂温差㊂
西安交通大学核安全与运行研究室结合超
临界水堆的安全特点，自主设计了一套非能动
安全系统，本文将其应用于C S R1000，研究C S R1000的非能动安全特性㊂
1非能动安全系统
西安交通大学核安全与运行研究室参考第三代反应堆的非能动安全系统[4,5]，为压力容器式超临界水堆设计了一套完全非能动的安全系统㊂非能动安全系统包括堆芯补水箱(R M T)，余热排出系统(I C S)，自动泄压系统(A D S)，重力驱动冷却系统(G D C S)和非能动安全壳冷却系统(P C C S)，其系统布置如图1所示
㊂
图1自主设计的超临界水堆非能动安全系统
F i g.1 T h e s e l f-d e s i g n e d p a s s i v e s a f e t y s y s t e m
o f t h e s u p e r c r i t i c a l w a t e r r e a c t o r
763
1.1堆芯补水箱
为了在事故发生之后为系统及时提供高压安注，该系统在两条环路上都分别配置一台堆芯补水箱，以满足瞬态和事故工况下反应堆停堆过程所需的冷却剂流量和装量㊂正常运行工况下依靠出口管线上的阀门与系统隔离㊂事故发生之后，开启信号触发阀门打开，依靠冷热管段之间的压差以及水箱与堆芯之间的重力压头作用短时间内为堆芯提供充分的冷却剂补给，进而降低了系统对能动安全设施的响应时间要求，增强了反应堆的固有安全性㊂R MT 的设计借鉴了A P1000的堆芯补水箱㊂不同之处在于,A P1000的堆芯补水箱连接在反应堆
冷管段和D V I管线之间，仅依靠重力驱动冷却剂注入堆芯；而本文中的堆芯补水箱R MT 连接在反应堆
的热管段和冷管段之间，除了依靠重力驱动之外，还可以依靠压差进行驱动，堆芯补水箱R MT的响应更快㊂
1.2余热排出系统
为了在事故末期带走系统内部的衰变热，设计中增加了非能动余热排出系统㊂该系统的自然循环热交换器由C型传热管束组成，该热交换器浸泡于安全壳外顶部的水池中，该水池是热交换器的热阱㊂
1.3自动泄压系统
自动泄压系统(A D S)由8个泄压阀(D P V s)和8个安全释放阀(S R V s)组成㊂自动泄压系统(A D S)配置在主蒸汽管线上㊂在超压工况下安全阀将主回路中的过剩蒸汽排至安全壳厂房底部的抑压池中㊂
1.4重力驱动冷却系统
重力驱动冷却系统(G D C S)的主要功能是在任何可能影响反应堆冷却剂装量的事故发生时，自动地提供应急堆芯冷却㊂当反应堆压力低于G D C S注射管线压力时,G D C S爆炸阀被驱动打开,G D C S水箱内的冷却剂在重力作用下流入反应堆；当反应堆压力高于G D C S注射管线压力时,G D C S止回阀将一直保持关闭㊂1.5非能动安全壳冷却系统
非能动安全壳冷却系统(P C C S)用来保证在设计基准事故发生时，安全壳内的压力㊁温度均保持在设计限值之下㊂P C C S系统可以让安全壳内的蒸汽，被冷却后流入G D C S水箱㊂P C C S系统的每一个回路都是按照闭合回路配置㊂该闭合回路包含一个过滤器，一个热交换器(P C C S冷凝器)㊁将安全壳中的混合气体通向回路热交换器的供给管路，返回G D C S水池的冷凝水排出管路，还有通向抑压池的不可凝结气体再循环通气管路，具体结构如图2所示
㊂
图2非能动安全壳冷却系统结构图
F i g.2 T h e s t r u c t u r e o f t h e p a s s i v e c o n t a i n m e n t
c o o l i n g s y s t e m
1.6安全触发条件
制定非能动安全系统的触发条件参考日本超临界水堆S u p e r L WR的安全系统设计[6,7]，并对延迟时间进行了估算㊂日本超临界水堆采用了能动的安全系统，包括辅助给水系统㊁低压安注系统等㊂非能动安全系统中的堆芯补水箱与日本超临界水堆S u p e r L WR的辅助给水系统功能类似，都为反应堆提供高压安注㊂因此，堆芯补水箱的触发条件可以参考S u p e r L W R的辅助给水系统㊂系统中的非能动余热排出系统用来排出堆芯的衰变热，当堆芯补水箱内的冷却剂装量减少时，即可开启非能动余热排出系统㊂在本设计中，当堆芯补水箱水位低于初始水位50%时，开启非能动余热排出系统㊂表1列出了详细的非能动安全系统触发条件㊂
863
表1 非能动安全系统的触发条件
T a b l e 1 T r i p c o n d i t i o n s f o r t h e p a s s i v e s a f e t y s y
s t e m 触发条件
延迟时间/s
反应堆停堆
低压1:24M P a
低流量1:90%
高压1:26M P a 高功率:120%
0.5
主蒸汽隔离阀
低压2:23.5M P a 低流量2:6%
0.5堆芯补水箱
低压2:23.5M P a 低流量1:90%4
安全释放阀
释放阀
安全阀
打开//M P a
关闭//M P a 阀门数量
打开/M P a 阀门数量
26.225.2127.0226.425.4127.2326.625.6327.4
3
26.8
25.8
3
0.5
泄压阀低压2:23.5M P a
低流量2:6%
0.5余热排出系统补水箱水位低:<50%
0.5重力驱动冷却系统
G D C S 水箱与堆芯的压差
0.5
2 C S R 1000简介及系统建模
2.1 C S R 1000简介
C S R 1000堆芯的冷却剂流动分配如图3所示㊂进入堆芯的冷却剂76.7%流向上腔室，之后被流量分配构件分成了三个部分,35.9%的冷却剂流入了第一流程堆芯的冷却剂通道,
10.8%的冷却剂流入了第一流程堆芯的慢化剂通道，剩下的30%冷却剂流入了第二流程堆芯的慢化剂通道㊂第一流程冷却剂通道㊁慢化剂通道和第二流程慢化剂通道的冷却剂均流入下腔室，与从下降段来的冷却剂均匀混合㊂最后，所有下腔室的冷却剂都流进第二流程冷却剂通道，冷却第二流程的燃料组件之后，堆芯出口温度达到500ħ，冷却剂进入主蒸汽管
段㊂C S R 1000的主要参数如表2所示㊂
表2 C S R 1000的主要参数
T a b l e 2 T h e m a i n p a r a m e t e r s o f t h e C S R 1000
主要参数
数值压力/M P a 25
热功率/电功率/MW
2300/1000
热效率/%43.5
堆芯进口/出口冷却剂温度/ħ
280/500中子谱热中子组件数量177流程类型
双流程冷却剂流量/(k g
㊃s -1
)1190平均功率密度/(MW ㊃m -3
)
60
堆芯活性高度/m 4.2燃料包壳材料
不锈钢310S 最大燃料包壳温度/ħ
650燃料多普勒反馈/$㊃K -1
-3.54ˑ10-3
慢化剂密度反馈/[$㊃(k g
/m 3)]-1
2.046ˑ10
-2
2.2 系统分析程序S C T R A N 简介
超临界水堆系统分析程序S C T R A N 采用
9
63
均相流模型，程序由输入输出模块㊁流体热工水力模块㊁压力求解模块㊁功率求解模块㊁热构件导热计算模块㊁换热模块㊁摩擦系数计算模块㊁物性计算模块和其他辅助模块组成㊂在基本方程计算模块中，采用控制容积平衡法来离散流体的控制方程，在空间上对流体循环系统采用交错网格离散㊂与国际上知名的系统分析程序A P R O S ㊁R E L A P 5-3D 和C A T H E N A 进
行对比，结果表明S C T R A N 准确地描述了超临界工况和跨临界工况中反应堆的热工水力现象,
可以用于超临界水堆的事故安全分析，而且具有应用范围广㊁二次开发能力强等特点[
8]
㊂2.3 C S R 1000的系统建模
将非能动安全系统应用于C S R 1000，并运用S C T R A N 对整个反应堆系统进行建模,
如图4所示
㊂
图3 C S R 1000双流程堆芯的流动分配
F i g
.3 F l o w d i s t r i b u t i o n o f t h e C S R 1000d o u b l e p r o c e s s c o r
e 图4 C S R 1000的S C T R A N 模型
F i g
.4 S C T R A N m o d e l o f t h e C S R 10000
73

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