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一体化小堆失水事故响应及后果研究

蔡伟 乐志东 魏婷

蔡伟, 乐志东, 魏婷. 一体化小堆失水事故响应及后果研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(1): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149
引用本文: 蔡伟, 乐志东, 魏婷. 一体化小堆失水事故响应及后果研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(1): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149
Cai Wei, Yue Zhidong, Wei Ting. Study on Response and Consequence of Loss of Coolant Accident in Integrated Small Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(1): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149
Citation: Cai Wei, Yue Zhidong, Wei Ting. Study on Response and Consequence of Loss of Coolant Accident in Integrated Small Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(1): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149

一体化小堆失水事故响应及后果研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149
详细信息
    作者简介:

    蔡 伟(1983—),男,高级工程师,硕士研究生,主要从事反应堆安全分析研究,E-mail: laocaihehe@sina.com

  • 中图分类号: TL364+.4

Study on Response and Consequence of Loss of Coolant Accident in Integrated Small Reactor

  • 摘要: 为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则。此外,提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置,计算结果表明采用改进方案可使一回路和安全壳压力很快达到平衡,更早终止破口流量,从而减少一回路失水量和放射性释放量,提升堆芯安全性并降低事故剂量后果,壳外水池容量可保障安全壳长期冷却。研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据。

     

  • 图  1  一体化小堆系统示意图

    Figure  1.  Schematic Diagram of Integrated Small Reactor

    图  2  一体化小堆整体分析模型节点图

    Figure  2.  Nodalization of Analytic Model for Integrated Small Reactor

    图  3  安全壳传热构件示意图

    Figure  3.  Schematic Diagram of Heat Transfer Structure of Containment

    图  4  堆芯和RHR功率变化曲线

    Figure  4.  Power Curves of Core and RHR

    图  5  一回路和安全壳压力变化曲线

    Figure  5.  Pressure Curves of Primary Loop and Containment

    图  6  RPV水位变化曲线

    Figure  6.  RPV Level Curve

    图  7  一回路冷却剂温度变化曲线

    Figure  7.  Primary Coolant Temperature Curve

    图  8  燃料温度变化曲线

    Figure  8.  Fuel Temperature Curve

    图  9  破口流量变化曲线

    Figure  9.  Curve of Flow at the Break

    图  10  紧贴式安全壳传热构件分析模型示意图

    Figure  10.  Schematic Diagram of Heat Transfer Structure of Close-fitting Containment

    表  1  反应堆及安全壳初始参数

    Table  1.   Initial Parameters of the Reactor and Containment

    参数 数值
    堆芯功率/MW 210
    一回路压力/MPa 8.08
    堆芯出口温度/℃ 279.5
    堆芯入口温度/℃ 233.5
    RPV水位高度/m 11.518
    堆芯旁流份额/% 5
    安全壳压力/MPa 0.101
    安全壳温度/℃ 45
    安全壳自由容积/m3 16590
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    表  2  瞬态事件序列

    Table  2.   Transient Event Sequences

    瞬态事件 时间/s
    瞬态开始 0.0
    触发停堆信号 31.9
    控制棒开始下落 33.9
    中间回路开始隔离 33.9
    一回路和安全壳开始隔离 33.9
    RHR出口隔离阀开启 51.9
    安全壳压力达到峰值 1622
    一回路与安全壳压力达到平衡 约14840
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    表  3  安全壳及反应堆水池参数

    Table  3.   Parameters of Containment and Reactor Pool

    参数 数值
    配置1 配置2 配置3 配置4 配置5
    安全壳内径/m 5.2 5.2 5.2 5.6 6.0
    安全壳壁厚/m 0.3 0.2 0.12 0.3 0.3
    安全壳自由容积/m3 58.8 58.8 58.8 109.7 164.4
    安全壳高度/m 15
    安全壳运行压力/MPa 0.001
    安全壳运行温度/℃ 45
    反应堆水池水位高度/m 8
    反应堆水池水体积/m3 693
    反应堆水池运行压力/MPa 0.101
    反应堆水池运行温度/℃ 45
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    表  4  改进方案LOCA计算结果

    Table  4.   LOCA Calculation Results under the Improved Scheme

    参数 数值
    配置1 配置2 配置3 配置4 配置5
    一回路与安全壳压力达平衡时间/s 约1298 约1292 约1294 约1514 约1994
    安全壳峰值压力/MPa 3.519 3.520 3.521 3.013 2.616
    安全壳压力达峰值时间/s 485 485 485 520 652
    RPV剩余水位标高/m 6.61 6.62 6.71 6.53 6.42
    一回路失水量/t 39.0 38.8 38.3 39.4 40.6
    反应堆水池温度/℃ 45.2 45.5 45.9 45.2 45.2
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出版历程
  • 收稿日期:  2023-03-16
  • 修回日期:  2023-09-25
  • 刊出日期:  2024-02-15

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