二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究.pdf

第43 卷 第6 期 2020 年6 月 核 技 术 NUCLEARTECHNIQUES Vol.43 ， No.6 June2020 060004-1 二氧化碳冷却反应堆始发事件和 验收准则研究 毛辉辉 1 张 丹 1 高春天 2 吴 攀 2 刘 余 1 毕树茂 1 米争鹏 1 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 成都 610213 ） 2 （ 西安交通大学 西安 710049 ） 摘 要 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 反 应 堆 作 为 一 种 新 概 念 反 应 堆 ， 和 直 接 循 环 沸 水 堆 、 间 接 循 环 氦 气 冷 却 堆 、 压 水 堆 等 相 比 ， 其 系 统 配 置 及 安 全 特 性 不 同 ， 安 全 设 计 中 所 考 虑 的 始 发 事 件 与 安 全 准 则 与 现 有 反 应 堆 存 在 差 异 。 始 发 事 件 清 单 是 反 应 堆 设 计 的 重 要 输 入 项 ， 是 反 应 堆 系 统 安 全 设 计 的 基 础 ； 验 收 准 则 为 安 全 分 析 结 果 是 否 符 合 安 全 要 求 提 供 判 据 。 本 文 采 用 主 逻 辑 图 分 析 方 法 ， 针 对 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 反 应 堆 开 展 研 究 ， 初 步 提 出 了 反 应 堆 安 全 设 计 所 需 要 的 始 发 事 件 ， 并 根 据 设 计 对 象 特 点 ， 基 于 现 有 的 压 水 堆 、 气 冷 堆 及 新 堆 等 工 程 经 验 ， 初 步 给 出 了 验 收 准 则 。 该 研 究 为 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 核 动 力 系 统 安 全 设 计 奠 定 基 础 ， 也 为 直 接 循 环 反 应 堆 的 安 全 设 计提供参考 。 关键词 二氧化碳冷却反应堆 ， 直接循环 ， 始发事件 ， 安全准则 中图分类号 TL364 DOI 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.060004 StudyofinitialeventsandsafetycriteriaforCO 2 cooledreactor MAOHuihui 1 ZHANGDan 1 GAOChuntian 2 WUPan 2 LIUYu 1 BIShumao 1 MIZhengpeng 1 1ScienceandTechnologyonReactorSystemDesignTechnologyLaboratory,NuclearPowerInstituteofChina,Chengdu610213,China 2Xi anJiaoTongUniversity,Xi an710049,China Abstract [Background] As a new concept reactor, direct circulation CO 2 cooled reactor has different system configurations and safety characteristics compared with direct cycle boiling water reactor, indirect cycle helium gas cooled reactor and pressurized water cooled reactor, hence the CO 2 cooled reactor has different initial events and safetycriteria.Theselectionofinitialeventsisthefoundationforthesafetydesignofreactorwhilstthesafetycriteria provides criterion for whether the safety analysis results meet the safety requirements. [Purpose] This study aims at the initial events and acceptance criteria for the safety design of CO 2 cooled reactor. [] The main logic diagram analysis was employed to study the initial events of the direct circulation CO 2 cooled reactor. Based on the existing engineering experience of pressurized water reactor, gas cooled reactor, the acceptance criteria for the direct circulation CO 2 cooled reactor were proposed according to its own characteristics. [Results Conclusions] The proposed initial events and acceptance criteria required for safety analysis are applicable to direct circulation reactor, providing a basis for the safety analysis of CO 2 cooled nuclear power plant, and gives an importantreferenceforthesafetydesignofdirectcyclecirculationreactors. Keywords CO 2 cooledreactor,Directcirculation,Initialevents,Safetycriteria 国家自然科学基金青年科学基金No.11605132 资助 第一作者 毛辉辉 ，男，1983 年出生 ，2005 年毕业于西安交通大学 ， 从事核动力安全研究工作 通信作者 张丹，E-mail 收稿日期 2020-02-26 ，修回日期 2020-04-01 SupportedbyYouthProgramofNationalNaturalScienceFoundationofChinaNo.11605132 FirstauthorMAOHuihui,male,bornin1983,graduatedfromXi anJiaoTongUniversityin2005,focusingonsafetystudyfornuclearpowerplant CorrespondingauthorZHANGDan,E- Receiveddate2020-02-26,reviseddate2020-04-01核 技 术 2020,43060004 060004-2 核 工 业 领 域 具 有 成 熟 工 程 经 验 的 反 应 堆 主 要 包 括 轻 水 堆 （ 以 压 水 堆 与 沸 水 堆 为 主 ） 、 重 水 堆 、 金 属 冷 却 快 堆 与 气 体 冷 却 堆 等 ， 在 此 之 中 ， 除 沸 水 堆 采 用 直 接 循 环 外 ， 其 余 反 应 堆 主 要 采 用 间 接 循 环 方 式 ， 而 间 接 循 环 与 直 接 循 环 系 统 及 设 备 配 置 不 同 ， 因 此 核 动 力 系 统 安 全 设 计 中 考 虑 的 始 发 事 件 不 同 。 对 于 安 全 准 则 而 言 ， 主 要 以 放 射 性 剂 量 为 最 终 准 则 ， 放 射 性 屏 障的完整性为设计中的技术准则 。 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 堆 作 为 一 种 新 概 念 反 应 堆 ， 是 一 种 高 温 高 压 流 体 冷 却 堆 ， 需 要 开 展 安 全 分 析 论 证 核 动 力 系 统 在 各 种 事 故 工 况 下 的 安 全 性 ， 并 为 安 全 系 统 的 配 置 提 供 设 计 依 据 。 始 发 事 件 和 验 收 准 则 是 开 展 安 全 分 析 乃 至 安 全 设 计 工 作 的 重 要 基 础 ， 正 确 确 定 始 发 事 件 和 验 收 准 则 对 提 高 新 型 核 动 力 系 统 安 全 分 析 的 可 信 度 有 重 要 意 义 。 二 氧 化 碳 直 接 循 环 冷 却 反 应 堆 作 为 新 概 念 反 应 堆 ， 国 内 尚 无 该 堆 型 的 相 关 研 究 。 本 文 基 于 现 有 工 程 经 验 ， 针 对 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 反 应 堆 始 发 事 件 及 验 收 准 则 开 展 了 研究 。 1 各种反应堆工况清单及验收准则综述 1.1 轻水堆工程经验 压 水 堆 及 沸 水 堆 作 为 核 工 业 领 域 最 为 成 熟 的 两 种 堆 型 ， 在 安 全 设 计 方 面 具 有 十 分 成 熟 的 工 程 经 验 ， 目 前 已 发 展 到 第 三 代 技 术 。 随 着 几 次 重 大 核 事 故 的 发 生 ， 轻 水 堆 安 全 要 求 也 在 逐 渐 加 强 ， 然 而 ， 对 于 反 应 堆 安 全 设 计 基 础 之 一 的 工 况 清 单 及 验 收 准 则 ， 主 要依据核电大发展时期的二代反应堆所制定 。 压 水 堆 在 其 研 发 早 期 即 认 识 到 冷 却 剂 丧 失 事 故 是 最 为 严 重 的 始 发 事 故 ， 因 此 将 其 列 为 最 为 重 要 的 设 计 基 准 事 故 ， 围 绕 该 事 故 的 对 抗 配 置 专 设 安 全 系 统 。 后 期 随 着 研 究 深 入 ， 美 国 核 管 会 在1978 年 出 版 的 导 则RG1.70 轻 水 堆 安 全 分 析 报 告 标 准 格 式 及 （ 第 三 版 ） ［1 ］ 中 ， 明 确 提 出 了 轻 水 堆 设 计 需 要 考 虑 的8 类47 个 始 发 事 件 的 要 求 。 对 于 压 水 堆 而 言 ， 始 发 事 件 清 单 主 要 基 于 间 接 循 环 动 力 系 统 的 特 点 ， 分 为 二 回 路 故 障 导 致 的 排 热 增 加 或 减 少 、 一 回 路 故 障 导 致 的 反 应 堆 冷 却 剂 流 量 减 少 、 反 应 堆 反 应 性 引 入 、 一 回 路 故 障 导 致 的 一 回 路 冷 却 剂 装 量 增 加 或 减 少 、 放 射 性 直 接 相 关 事 故 及 未 能 紧 急 停 堆 的 预 期 瞬 态 （Anticipated Transient Without Scram ， ATWS ） 8 类 ， 其 中ATWS 事 故 ［2 ］ 为 核 电 厂 运 行 经 验 反 馈 暴 露 的 事 故 ， 属于超设计基准事故 ， 其余均为设计基准事故 。 核 能 的 利 用 面 临 的 最 主 要 问 题 是 放 射 性 安 全 问 题 ， 因 此 核 电 运 行 的 安 全 目 标 主 要 是 保 护 公 众 和 环 境 免 受 放 射 性 的 危 害 。 因 此 在 核 动 力 系 统 的 安 全 设 计 中 ， 释 放 的 放 射 性 剂 量 是 最 终 的 安 全 准 则 ， 在 具 体 的 设 计 中 ， 通 过 贯 彻 纵 深 防 御 的 原 则 ， 保 证 放 射 性 防 御 多 道 屏 障 的 完 整 性 来 保 证 ， 根 据 始 发 事 故 发 生 频 率 的 大 小 ， 确 定 各 类 事 故 需 要 确 保 完 整 的 屏 障 ， 具 体 准则如表1 所示 。 在 以 上 准 则 中 ， 堆 芯 相 关 准 则 是 核 心 ， 这 和 选 取 的 燃 料 形 式/ 材 料 密 切 相 关 。 芯 体 解 体 主 要 针 对 弹 棒 事 故 ； 失 水 事 故 （Loss Of Coolant Accident ， LOCA ） 准 则 主 要 依 据 美 国 联 邦 法 规10CFR50.46 ［3 ］ ， 主 要 通 过 包 壳 在 水 及 水 蒸 气 等 汽 体 环 境 下 氧 化 及 脆 化 程 度 相 关 的 量 组 成 ， 主 要 针 对 轻 水 堆 采 用 的 锆 合 金包壳 。 1.2 气冷反应堆相关研究 国 内 外 具 有 工 程 经 验 的 气 冷 堆 主 要 包 括 氦 气 冷 却 堆 （ 我 国 高 温 气 冷 堆 （High Temperature Reactor- Pebble bed Modules ， HTR-PM ） ） ［4 ］ 和 二 氧 化 碳 冷 却 间 接 循 环 反 应 堆 （ 英 国 先 进 气 冷 堆 （Advanced Gas- cooled Reactor ， AGR ） ） ［5 ］ ； 在 系 统 配 置 方 面 ， 此 类 气 冷 堆 一 回 路 采 用 气 体 冷 却 循 环 ， 二 回 路 采 用 蒸 汽- 给 水 朗 肯 循 环 ， 反 应 堆 采 用 控 制 棒 控 制 反 应 性 ， 因 此 始 发 事 故 清 单 和 压 水 堆 类 似 ， 除 此 之 外 ， 气 冷 堆 需 要 考 虑 在 压 力 边 界 发 生 破 口 后 ， 热 阱 水 或 水 蒸 气 、 环 境 空 气 进 入 气 冷 堆 系 统 后 对 材 料 的 损 坏 作 用 。 氦 气 冷 却 反 应 堆 采 用 了 耐 高 温 的 TRSIO （Tristructural isotropic ） 包 覆 颗 粒 燃 料 ， AGR 采 用 带 包 壳 棒 状 燃 料 ， 因 此 燃 料 安 全 准 则 之 间 存 在 差 异 。 气 冷 堆 与 压 水堆安全分析验收准则的对比如表2 所示。 表1 压水堆安全分析验收准则 Table1 SafetyanalysesacceptancecriteriaforPWRpressurizedwaterreactor 安全屏障Safetybarrier 堆芯Core 冷却剂压力边界Coolantpressureboundary 安全壳Containment 燃料芯体Fuelpellets 包壳完整性Claddingintegrity 堆芯可冷却性Corecoolability 验收准则Acceptancecriteria 芯体熔化Coremelt 芯体解体Coredisassembled 包壳烧毁Claddingburnout 可冷却几何Coolablegeometry 边界完整性Boundaryintegrity 量化准则Quantizationcriteria 芯体温度Fueltemperature 芯体比焓Specificenthalpyoffuel DNBR/Departurefromnucleateboiling LOCA 准则LOCAcriteria 超压Overpressure毛辉辉等 二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究 060004-3 气 冷 堆 冷 却 剂 在 正 常 运 行 和 事 故 工 况 下 堆 芯 均 不 存 在 两 相 流 体 ， 因 此 不 存 在 轻 水 堆 存 在 的 偏 离 泡 核 沸 腾 （Departure from Nucleate Boiling ， DNB ） ， 两 相 流 等 复 杂 现 象 ， 堆 芯 准 则 直 接 选 择 燃 料/ 包 壳 材 料 低 于 损 坏 温 度 限 值 为 主 ； 而 气 体 具 有 良 好 的 可 压 缩 性 ， 因 此 冷 却 剂 系 统 超 压 性 能 优 于 轻 水 堆 ， 安 全 设 计 准则主要以堆芯屏障准则为主 。 近 年 来 ， 随 着 第 四 代 核 能 系 统 的 研 究 ， 国 际 核 工 业 界 提 出 了 采 用 超 临 界 二 氧 化 碳 流 体 直 接 冷 却 堆 芯 的 布 雷 顿 循 环 核 动 力 系 统 ， 通 过 超 临 界 二 氧 化 碳 高 密 度 的 特 性 实 现 设 备 的 小 型 化 ， 此 方 面 研 究 主 要 以 韩国和美国为主 。 韩 国 KAIST （Korea Advanced Institute of Science Technology ） 研 究 团 队 ［6 ］ 提 出 了 一 个 二 氧 化 碳 冷 却 小 型 模 块 式 反 应 堆 （Micro Modular Reactor ， MMR ） ， 选 取 外 负 荷 丧 失 （Loss of External Load ， LOEL ） 、 冷 却 剂 装 量 丧 失 事 故 （LOCA ） 、 堆 芯 流 量 丧 失 事 故 （Loss of Forced Flow ， LOFA ） 三 个 事 故 作 为 设 计 基 准 事 故 。 麻 省 理 工 学 院 （Massachusetts Institute of Technology ， MIT ） 研 究 团 队 ［7 ］ 提 出 了 一 个 大 功 率 二 氧 化 碳 冷 却 反 应 堆 概 念 ， 选 取LOEL 、 LOCA 和LOFA 作 为 设 计 基 准 事 故 对 该 系 统 的 安 全 特 性 进 行 评 估 。KAISA 及MIT 在 安 全 分 析 中 采 用 的 验 收 准 则 如 表3 所 示 ， 在 上 述 假 定 事 故下 ， 该反应堆满足安全要求 。 堆 芯 相 关 准 则 与 燃 料 形 式 及 材 料 密 切 相 关 ， 除 此 之 外 ， 还 需 考 虑 二 氧 化 碳 冷 却 反 应 堆 结 构 材 料 相 关 的 温 度 准 则 ， 尤 其 是 金 属 材 料 ， 此 方 面 要 求 在 高 温 堆 中 较 为 普 遍 ， 例 如 熔 盐 堆 ［8 ］ 在 设 计 中 除 了 考 虑 了 熔 盐 温 度 （ 避 免 熔 盐 凝 固 或 沸 腾 ） 、 燃 料 球 温 度 之 外 ， 还 考 虑 了 和 回 路 材 料 温 度 安 全 限 值 ， 高 温 气 冷 堆 采 用了陶瓷/ 石墨等耐高温材料作为反应堆结构件 。 国 内 外 针 对 轻 水 堆 和 气 冷 堆 工 况 筛 选 及 验 收 准 则 制 订 积 累 了 丰 富 经 验 ， 同 时 国 内 近 年 开 展 了 新 型 反 应 堆 的 研 发 工 作 ， 例 如 针 对 加 速 器 驱 动 次 临 界 系 统 ［9 ］ 、 针 对 固 态 钍 基 熔 盐 堆 ［10 ］ 等 均 开 展 了 始 发 事 件 选 取 的 工 作 ， 为 本 文 工 作 提 出 了 参 考 。 后 文 将 通 过 调 研 国 内 外 相 关 的 研 究 成 果 ， 基 于 现 有 工 程 及 科 研 经 验 ， 针 对 直 接 循 环 二 氧 化 碳 冷 却 堆 确 定 合 理 可 行 的 事 故 工 况 清 单 和 验 收 准 则 ， 为 此 类 核 动 力 系 统 的 安全设计奠定基础 。 2 直接循环气冷堆核动力系统失效模式 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 系 统 采 用 布 雷 顿 循 环 作 为 热 力 循 环 ， 其 工 作 过 程 包 括 等 熵 压 缩 （ 压 缩 机 ） ， 等 压 吸 热 （ 反 应 堆 ） ， 等 熵 膨 胀 （ 气 轮 机 ） ， 及 等 压 冷 却 （ 冷 却 器 ） 4 个 过 程 ， 通 常 还 会 设 置 至 少 一 个 回 热 器 设 备 ， 以 提 高 循 环 效 率 。 压 缩 机 、 回 热 器 、 冷 却 器 以 及 气 轮 机 共 同 组 成 了 能 量 转 换 系 统 （Energy Conversion system ， PCS ） ， 在 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 布 雷 顿 循 环 中 ， 由 一 条 或 多 条PCS 同 反 应 堆 共 同 组 成 了 一 回 路 冷 却 剂 系 统 。 图1 给 出 了 本 文 研 究 的 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 表3 二氧化碳反应堆验收准则 （KAIST 和MIT ） Table3 AcceptancecriteriaforCO 2 cooledreactor （KAISTandMIT ） 准则Criteria 堆芯Core 压力边界 Pressureboundary 其他Others 燃料温度Fueltemperature/°C 包壳温度Claddingtemperature/°C 安全容器压力 Pressureofsafetyvessel 流体温度Coolanttemperature/°C 轴速Shaftvelocity MIT 瞬态Transient 1800 800 120 额定值120ratedvalue 事故Accident 2200 1200LOCA, 1000others KAIST 瞬态Transient 2200 同MIT SameasMIT 120 压力 120pressure 675 事故Accident 2500 表2 压水堆和气冷堆安全分析验收准则对比 Table2 SafetyanalysesacceptancecriteriaforPWRandGCRgascooledreactor 安全屏障Safetybarrier 燃料芯体Fuelpellets 包壳Cladding 堆芯冷却性Corecoolability 压力边界Pressureboundary 压水堆PWR 芯体损坏Fueldamage DNB 可冷却几何Coolablegeometry 超压Overpressure 气冷堆 棒燃料 Gascooledreactor （rodfuel ） 同PWR SameasPWR 包壳温度Claddingtemperature 气 冷 堆TRSIO Gas cooled reactor （TRSIOfuel ） 燃料温度Fueltemperature核 技 术 2020,43060004 060004-4 系 统 概 念 图 ， 该 核 动 力 系 统 中 采 用 简 单 回 热 布 雷 顿 循 环 带 走 反 应 堆 热 量 ， 压 缩 机 、 气 轮 机 和 发 电 机 同 轴 ， 一回路冷却剂系统为双环路PCS 布置方案 。 在PCS 中 ， 由 于 两 台 换 热 设 备 采 用 高 可 靠 性 印 刷 电 路 板 式 换 热 器 ， 暂 不 考 虑 换 热 器 自 身 的 失 效 ； PCS 系 统 设 置 有 涡 轮 机 械 ， 根 据 压 水 堆 及 燃 气 轮 机 工 程 经 验 ， 需 考 虑 压 缩 机 卡 轴/ 断 轴 、 气 轮 机 叶 片 断 裂 等 故 障 ； PCS 系 统 设 置 有 多 个 阀 门 ， 需 考 虑 阀 门 误 关 闭 等 故 障 ； 冷 却 器 二 次 侧 采 用 轻 水 做 热 阱 ， 需 要 考 虑 冷 却 水 温 度 或 流 量 异 常 ； 对 于 高 能 管 道 ， 需 要 考 虑 管道破裂失效模式 。 该 核 动 力 系 统 反 应 堆 采 用 控 制 棒 进 行 反 应 性 控 制 ， 堆 芯 采 用 盒 式 棒 束 燃 料 组 件 ， 包 壳 材 料 为ODS MA956 不 锈 钢 。 在 反 应 堆 中 ， 可 能 出 现 控 制 棒 驱 动 机 构 异 常 导 致 的 误 提 棒 、 落 棒 、 弹 棒 等 失 效 模 式 ， 由 于 采 用 闭 式 燃 料 组 件 ， 还 需 要 考 虑 燃 料 组 件 堵 流 事故 。 3 工况分类及清单研究 事 故 工 况 的 划 分 需 要 针 对 核 动 力 系 统 可 能 发 生 的 事 故 及 其 序 列 进 行 综 合 的 评 价 ， 获 得 始 发 事 件 清 单 ， 在 此 基 础 上 归 并 得 到 确 定 论 分 析 的 设 计 基 准 事 故清单 。 3.1 工况划分 核 反 应 堆 事 故 工 况 可 以 按 事 件 发 生 频 率 或 事 故 过程中的显著现象对其归类划分 。 按 照 事 故 发 生 的 频 率 进 行 工 况 划 分 需 要 对 事 故 发 生 的 可 能 和 会 造 成 的 后 果 影 响 及 可 接 受 程 度 有 充 分 的 认 识 。 根 据 国 内 相 关 法 规 标 准 ， 依 据 压 水 堆 ［11 ］ ， 尤 其 是 小 型 压 水 堆 ［12 ］ 和 气 冷 堆 ［13 ］ 的 要 求 ， 按 始 发 事 件 频 率 将 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 系 统 的事故工况划分为4 类 1 ） 工 况II 预 计 运 行 事 件 ， 发 生 频 率 大 于10 −2 堆 ∙年 ‒1 ； 2 ） 工 况III 稀 有 事 故 ， 发 生 频 率 在10 −4 10 −2 堆 ∙年 ‒1 ； 3 ） 工 况IV 极 限 事 故 ， 发 生 频 率 在10 −6 10 -4 堆 ∙年 ‒1 ； 4 ） 工 况V 超 设 计 基 准 事 故 ， 发 生 频 率 小 于10 −6 堆∙ 年 ‒1 。 以 上 工 况 划 分 方 式 最 早 来 源 于 美 国 核 安 全 当 局 的 标 准 ［14 ］ 要 求 ， 并 广 泛 应 用 于 轻 水 堆 、 液 态 金 属 冷 却 堆 和 气 冷 堆 中 ， 写 入 了 法 规 标 准 。 在 福 岛 事 故 发 生 后 ， 以 法 国 为 首 的 欧 洲 核 工 业 界 提 出 了 设 计 扩 展 工 况 的 概 念 ， 替 换 了 原 标 准 中 的 超 设 计 基 准 事 故 ， 并 要 求 在 设 计 中 需 要 采 取 专 门 的 手 段 来 应 对 ， 以 上 要 求 影 响 了 国 际 原 子 能 组 织 （International Atomic EnergyAgency ， IAEA ） 乃 至 我 国 核 电 法 规 的 制 定 。 对 于 本 文 研 究 对 象 ， 属 于 概 念 设 计 阶 段 ， 暂 沿 用 核 工 业成熟的工况划分方式 。 3.2 始发事件清单 始 发 事 件 筛 选 的 常 见 的 方 法 包 括 工 程 评 价 法 、 主 逻 辑 图 （Master Logic Diagram ， MLD ） 、 参 考 其 他 反 应 堆 经 验 等 ， 对 于 新 型 反 应 堆 ， 推 荐 采 用 主 逻 辑 图 推 导 始 发 事 件 ， 并 参 考 其 他 堆 经 验 ， 得 到 直 接 循 环 二 氧化碳冷却堆的始发事件初步清单 。 本 文 首 先 采 用MLD 推 导 该 系 统 在 满 功 率 运 行 工 况 下 的 内 部 始 发 事 件 ， 根 据 对 目 前 设 计 方 案 的 分 析 评 价 ， 以 放 射 性 释 放 （ 主 要 由 堆 芯 熔 化 导 致 ） 作 为 目 标 建 立 始 发 事 件MLD 逻 辑 图 。 此 处 “ 堆 芯 熔 化 ” 不 仅 包 括 堆 芯 物 理 参 数 超 过 相 关 限 值 、 系 统 部 件 功 能 丧 失 引 起 的 堆 芯 损 伤 ， 还 包 括 由 于 设 备 、 管 道 破 口 等 造 成 的 放 射 性 泄 露 共 分 为5 类 1 ） 反 应 性 和 功 率 异 常 ； 2 ） 堆 芯 冷 却 异 常 ； 3 ） 气 轮 机 故 障 ； 4 ） 冷 却 器 故 障 ； 5 ） 破口直接导致的放射性物质泄漏 。 “ 反 应 性 及 功 率 异 常 ” 指 由 于 控 制 棒 驱 动 机 构 异 常 、 非 预 期 停 堆 失 效 、 换 料 时 燃 料 组 件 错 位 等 引 起 的 反 应 性 和 功 率 分 布 异 常 ； “ 反 应 堆 排 热 异 常 ” 分 为 堆 芯 冷 却 异 常 、 气 轮 机 故 障 和 冷 却 器 二 次 侧 故 障 三 类 ， 其 中 堆 芯 冷 却 异 常 是 指 环 路 隔 离 阀 误 关 闭 、 堆 芯 燃 图1 二氧化碳冷却直接循环气冷堆核动力系统 Fig.1 NuclearpowersystemsketchofCO 2 cooleddirect cyclegascooledreactor 图2 始发事件逻辑简图 Fig.2 Logicdiagramofinitialevents毛辉辉等 二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究 060004-5 料 组 件 流 体 通 道 阻 塞 、 以 及 压 缩 机 卡 轴/ 断 轴 等 故 障 引 起 的 堆 芯 冷 却 剂 流 量 丧 失 ， 而 气 轮 机 故 障 和 冷 却 器 故 障 则 是 根 据 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 系 统 的 自 身 循 环 特 点 划 分 的 一 类 故 障 ， 气 轮 机 故 障 是 指 包 括 气 轮 机 进 气 阀 关 闭 、 气 轮 机 叶 片 断 裂 、 甩 负 荷 等 气 轮 机 异 常 行 为 引 起 的 堆 芯 排 热 或 流 量 异 常 事 故 ， 冷 却 器 故 障 是 指 冷 却 器 冷 却 水 温 度 异 常 、 冷 却 器 冷 却 水 流 量 丧 失 等 冷 却 器 排 热 减 少 等 使 系 统 丧 失 最 终 热 阱 的 事 故 ； “ 破 口 直 接 导 致 的 放 射 性 物 质 泄 漏 ” 则 是 冷 却 剂 压 力 边 界 破 裂 导 致 的 放 射 性 释 放 事故 。 本 文 参 照 压 水 堆 和 气 冷 堆 的 始 发 事 件 选 取 经 验 ， 根 据 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 系 统 的 系 统 特 性 ， 通 过 主 逻 辑 图 演 绎 分 析 ， 最 终 得 到 一 份 适 用 于 二 氧 化 碳 冷 却 直 接 循 环 气 冷 堆 核 动 力 系 统 安 全 分 析 的 工 况 清 单 ， 具 体 见 表4。 其 中 工 况II 在 表2 中 定 义 为 瞬 态 ， 工 况III 和 工 况IV 在 表4 中 定 义 为 事故 。 表4 异常事件对比 Table4 Eventscomparisonamongdifferentreactor 反应性和功率分布异常 Reactivityandpower distributionanomalies 汽机系统故障 Failureofturbine 堆芯冷却异常 Corecoolinganomalies 冷却器/ 给水系统故障 Cooler/feedwaterfailure 破口及放射性物质释放 LOCAandradioactivity release 次 临 界 或 启 动 时 控 制 棒 失 控 抽 出Uncontrolled rod cluster control assembly RCCA bank with ‐ drawalfromasubcriticalorlow-powerstartup 功率运行时 ， 控制棒失控抽出 UncontrolledRCCAbankwithdrawalatpower 控制棒误操作RCCAassemblymisoperation 控制棒弹出RCCAejectionaccidents 换料时燃料组件错位并运行Inadvertent loadingandoperationofafuelassemblyin animproperposition 不工作的冷却剂环路误启动 Startupofaninactivereactorcoolantloop 反应堆冷却剂系统进水Waterpenetrationin reactorcoolantsystemRCS 蒸汽流量增加Excessiveincreaseinsteamflow 主 蒸 汽 隔 离 阀 误 关* Inadvertent closure of mainsteamisolationvalves 汽机事故停机Turbinetrip 反 应 堆 冷 却 剂 全 部 失 流 Complete loss of forcedreactorcoolantflow 反应堆冷却剂部分失流 Partiallossofforcedreactorcoolantflow 冷却剂驱动机械卡轴 Reactorcoolantpumplockedrotor 冷却剂驱动机械断轴 Reactorcoolantpumpshaftseizure 燃料组件流道阻塞 Fuelassemblyflowchannelsblockage 冷却剂驱动机械加速Coolantpumpaccelerate 冷却水温异常 Feedwatertemperatureabnormality 冷却水流量丧失*Lossoffeedwater 一回路压力边界破口/ 失压Reactorcoolant pressureboundarybreaks/lossofpressure 蒸汽系统管道破口Steamsystempipingfailures ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ （ （ 失电 失电 Lossofpower ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● ● ● ○ ○ ● ● ○ ○ ○ ○ a ○ ○ ● ● ○ ○ ● ● ● ● ● ● ○ ○ ○ ○ ○ ○ ● ● b 异常类型 Anomaliescategory 事件/ 事故Evnents/accidents 压水堆 Pressurized water reactor, PWR [11] 沸水堆 Boiling water reactor, BWR [16] 高温堆 High temperature reactor, HTR [13,15] CO 2 冷却堆 CO 2 cooled reactor核 技 术 2020,43060004 060004-6 蒸汽发生器传热管破口 Steamgeneratortubefailure 给水系统管道破口 Feedwatersystempipebreak 放射性废物处理系统泄漏或失效 Radioactivewastesystemleakorfailure 反应堆冷却剂系统意外卸压Inadvertent de-pressureforreactorcoolantsystem ● ● ● ● ○ ○/ ● ○ ● ● ○ ● ● ● b ● ● ○ ○ 续表 异常类型 Anomaliescategory 事件/ 事故Evnents/accidents 压水堆 Pressurized water reactor, PWR [11] 沸水堆 Boiling water reactor, BWR [16] 高温