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摘 要：钠冷快堆是目前技术最为成熟的一种四代堆型。为确保快堆安全，需开发适用于快堆的征兆导向事故运行规程体系。该文以中国实验快堆为研究对象，采用快堆系统分析程序NUSOL-LMR进行建模，将稳态计算结果与CEFR主要设计参数对比验证模型的正确性;通过执行征兆导向的停堆导则和失去二次热阱响应导则来处理丧失热阱事故，验证快堆丧失热阱事故征兆导向处理策略的有效性，并验证停堆导则、失去二次热阱响应导则的正确性和可执行性。
关键词：钠冷快堆;NUSOL-LMR;丧失热阱;征兆导向;验证与确认
中图分类号：TL425 文献标识码：A 文章编号：2096-4706（2020）05-0101-04
Research and Verification of Symptom-oriented Treatment
Strategy for Sodium-cooled Fast Reactor
——Take the Loss of Heat Sink as an Example
HUANG Yaping，XU Yang，TANG Tao，DEND Yun，HAO Pengfei
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）
Abstract：The sodium-cooled fast reactor is one of the fourth-generation reactor types with the highest technology maturity. In order to meet the needs of fast reactor safety development，it is necessary to develop a symptom-oriented accident operation regulation system applicable to fast reactors. In this paper，the Chinese experimental fast reactor is taken as the research object，and the fast reactor system analysis program NUSOL-LMR is used for modeling. The results of the steady state calculation are compared with the main design parameters of CEFR to verify the correctness of the model. The shutdown guidelines and lost secondary heat sink response guidelines to deal with loss of heat sink accidents，verifying the effectiveness of the strategy for the treatment of loss of heat sink accidents in fast reactors based on symptom-oriented accident procedures. The correctness and enforceability of the shutdown guideline and the loss of the secondary heat sink response guideline are verified at the same time.
Keywords：sodium-cooled fast reactor;NUSOL-LMR;loss of heat sink;symptom-oriented;verification and validation
0 引 言
核能的開发和利用是解决未来能源短缺和环境污染问题的重要途径，历经近70年的发展，目前已发展到第四代核电技术[1]。第四代核能系统国际论坛（GIF）选定超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆、带有先进燃料循环的钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆六种反应堆型进行优先研究开发。其中，钠冷快堆技术最为成熟，在世界范围内已建成或在建超过20座[2]。
核能利用的风险主要在于核事故中放射性的不可控释放[3]。1979年发生在美国的三哩岛核事故，1986年发生在前苏联（现乌克兰）的切尔诺贝利核事故和2011年发生在日本的福岛核事故，是核电发展史上的三次重大核事故，造成了严重后果。各国相继研究并建立发展起一整套的运行文件体系，以应对核事故，实现核安全[4]。目前，核电站事故处理规程的方法主要有三种：事件导向法（EOP）、状态导向法（SOP）和征兆导向法（SEOP）。EOP方法是核电站设计中确定论方法的直接延伸，针对特定设计基准事故高效准确，但应对叠加事故能力不足;SOP方法是基于由关键状态功能表征的反应堆物理状态设计的运行策略，优势在于可应对叠加事故，但用户使用体验欠缺，操作冗杂;SEOP方法是以事故分析的概率论方法为基础，单一事故时诊断指向明确，叠加事故通过征兆诊断能有效应对，规程体系思路较为清晰，可执行性、可理解性较高。SEOP方法已在国际上得到广泛认可，在建立和完善核电站事故运行规程体系的过程中重要性日益凸显。
该文建立钠冷快堆仿真模型，通过与设计参数对比验证模型正确性，分析丧失热阱事故序列，采用征兆导向法的钠冷快堆处理策略，处理丧失热阱事故，并通过模型验证处理策略的有效性及停堆导则、失去二次热阱响应导则的正确性和可执行性。 1 模型建立
本文的研究对象为中国实验快堆（CEFR），根据CEFR的实际结构，建模范围包括一回路主冷却系统、二回路系统、三回路重要系統（蒸汽发生器三回路侧、给水及主蒸汽管道和相应的阀门）和非能动余热排出系统。
本文的建模和事故计算分析程序为快堆系统分析程序NUSOL-LMR，其对钠冷快堆系统采用均匀流模型进行模拟，建模思路是模块化建模方式，首先对于系统内每一部件进行参数设置，然后根据实际的系统回路布置确定部件连接关系。根据快堆各部件的特性将其模拟为“水力部件+热构件”的形式，其中水力部件又可划分为“控制体+接管”的形式。在水力部件中求解水力学方程（三大守恒方程），通过热构件的计算可为能量方程提供源项，同时，也可建立起并联控制体之间的联系。
模型建好后进行稳态计算，得到各回路主要参数，通过与CEFR的设计参数[5]和事故分析的初始参数进行比较，对比结果表明NUSOL-LMR所建模型的正确性，从而可用于后续的快堆事故分析研究。对比的主要参数如表1所示。
2 丧失热阱事故及处理策略研究
主给水母管破裂、所有主给水泵异常停泵等，会导致两台蒸汽发生器丧失正常给水，给水压力低或给水流量低或蒸汽发生器出口钠温高触发紧急停堆。反应堆紧急停堆后保持次临界状态，连锁紧急停机。三回路系统失去正常排热能力，两台一次钠循环泵以自然惰转方式将转速降至0转/分，反应堆的余热通过非能动余热排出系统导出。
对于以上丧失热阱事故，其处理策略主要分为两步：
第一步，执行停堆导则，其操作要点如下：
（1）完成关键操作步骤，确认自动动作完成;
（2）确定合适的最佳恢复或功能恢复导则。
第二步，执行失去二次热阱响应导则，其操作要点如下：
（1）隔离蒸汽发生器;
（2）投运事故余热排放系统;
（3）检查是否发生钠泄漏。[6]
3 情境验证
本文对丧失热阱事故的初始状态假设为：满功率时，主给水母管破裂，两台蒸汽发生器给水流量或给水压力低，触发停堆报警。该情境描述如表2所示，具体处理步骤如表3所示。
4 验证结果
该事故是在反应堆满功率运行工况下进行的。在0～
10 s，反应堆满功率正常运行;在10 s时刻，插入主给水水母管破裂故障（0.5%破口），两台蒸汽发生器给水流量迅速降低，触发停堆报警;在14 s时刻，确认停堆、停机，堆芯功率下降;在18 s时刻，失去二次热阱红灯亮;在20～22 s时刻，一、二回路钠泵开始惰转;由于失去二次热阱，为保护三回路系统设备，隔离两个环路蒸汽发生器;在50 s时刻，一、二回路钠泵停运，非能动余热排出系统投运;从各回路温度变化情况显示，堆芯出口钠温下降，非能动余热排出系统投运，导出余热，事故得到有效处理。验证过程形成的曲线如图1～图4。
5 结 论
本文以中国实验快堆为研究对象，采用快堆系统分析程序NUSOL-LMR对一回路主冷却系统、二回路系统、三回路重要系统（蒸汽发生器三回路侧、给水及主蒸汽管道和相应的阀门）和非能动余热排出系统进行了建模。建模完成后进行稳态计算，并与CEFR的主要设计参数和事故分析的初始参数进行比较，对比结果表明NUSOL-LMR能够准确地模拟出CEFR系统各个部件稳态工况的参数值，具备对于CEFR进行事故分析的能力。在模型中插入选择的典型工况——丧失热阱事故，根据事故序列依次执行征兆导向的停堆导则和失去二次热阱响应导则，经过验证，证明了快堆基于征兆导向的丧失热阱事故处理策略的有效性。同时在验证过程中根据实际操作对于停堆导则、失去二次热阱响应导则的正确性和可执行性进行了验证。
参考文献：
[1] COCHRAN T B，FEIVESON H A，PATTERSON W，et al. Fast Breeder Reactor Programs：History and Status [C]// Proceedings of the Institute of Nuclear Materials Management Ann，2010.
[2] 徐銤.快堆，它的现状和发展前景 [J].世界科技研究与发展，1998（5）：90-93.
[3] 张东辉，任丽霞.快堆安全分析 [M].北京：中国原子能出版社，2010.
[4] KURISAKA K，KANI Y. Study on categorization of the safety design evaluation event [R].Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp，1997.
[5] 孙晓龙.钠冷快堆非能动余热排出特性研究 [D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2013.
[6] 濮继龙，王晓航.核电厂紧急运行规程及其在严重事故预防与缓解中的作用 [J].中国原子能科学研究院年报，1987（0）：173.
作者简介：黄亚平（1993-），男，汉族，江西宜春人，硕士研究生，研究方向：快堆事故处理策略研究。
关键词：钠冷快堆;NUSOL-LMR;丧失热阱;征兆导向;验证与确认
中图分类号：TL425 文献标识码：A 文章编号：2096-4706（2020）05-0101-04
Research and Verification of Symptom-oriented Treatment
Strategy for Sodium-cooled Fast Reactor
——Take the Loss of Heat Sink as an Example
HUANG Yaping，XU Yang，TANG Tao，DEND Yun，HAO Pengfei
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）
Abstract：The sodium-cooled fast reactor is one of the fourth-generation reactor types with the highest technology maturity. In order to meet the needs of fast reactor safety development，it is necessary to develop a symptom-oriented accident operation regulation system applicable to fast reactors. In this paper，the Chinese experimental fast reactor is taken as the research object，and the fast reactor system analysis program NUSOL-LMR is used for modeling. The results of the steady state calculation are compared with the main design parameters of CEFR to verify the correctness of the model. The shutdown guidelines and lost secondary heat sink response guidelines to deal with loss of heat sink accidents，verifying the effectiveness of the strategy for the treatment of loss of heat sink accidents in fast reactors based on symptom-oriented accident procedures. The correctness and enforceability of the shutdown guideline and the loss of the secondary heat sink response guideline are verified at the same time.
Keywords：sodium-cooled fast reactor;NUSOL-LMR;loss of heat sink;symptom-oriented;verification and validation
0 引 言
核能的開发和利用是解决未来能源短缺和环境污染问题的重要途径，历经近70年的发展，目前已发展到第四代核电技术[1]。第四代核能系统国际论坛（GIF）选定超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆、带有先进燃料循环的钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆六种反应堆型进行优先研究开发。其中，钠冷快堆技术最为成熟，在世界范围内已建成或在建超过20座[2]。
核能利用的风险主要在于核事故中放射性的不可控释放[3]。1979年发生在美国的三哩岛核事故，1986年发生在前苏联（现乌克兰）的切尔诺贝利核事故和2011年发生在日本的福岛核事故，是核电发展史上的三次重大核事故，造成了严重后果。各国相继研究并建立发展起一整套的运行文件体系，以应对核事故，实现核安全[4]。目前，核电站事故处理规程的方法主要有三种：事件导向法（EOP）、状态导向法（SOP）和征兆导向法（SEOP）。EOP方法是核电站设计中确定论方法的直接延伸，针对特定设计基准事故高效准确，但应对叠加事故能力不足;SOP方法是基于由关键状态功能表征的反应堆物理状态设计的运行策略，优势在于可应对叠加事故，但用户使用体验欠缺，操作冗杂;SEOP方法是以事故分析的概率论方法为基础，单一事故时诊断指向明确，叠加事故通过征兆诊断能有效应对，规程体系思路较为清晰，可执行性、可理解性较高。SEOP方法已在国际上得到广泛认可，在建立和完善核电站事故运行规程体系的过程中重要性日益凸显。
该文建立钠冷快堆仿真模型，通过与设计参数对比验证模型正确性，分析丧失热阱事故序列，采用征兆导向法的钠冷快堆处理策略，处理丧失热阱事故，并通过模型验证处理策略的有效性及停堆导则、失去二次热阱响应导则的正确性和可执行性。 1 模型建立
本文的研究对象为中国实验快堆（CEFR），根据CEFR的实际结构，建模范围包括一回路主冷却系统、二回路系统、三回路重要系統（蒸汽发生器三回路侧、给水及主蒸汽管道和相应的阀门）和非能动余热排出系统。
本文的建模和事故计算分析程序为快堆系统分析程序NUSOL-LMR，其对钠冷快堆系统采用均匀流模型进行模拟，建模思路是模块化建模方式，首先对于系统内每一部件进行参数设置，然后根据实际的系统回路布置确定部件连接关系。根据快堆各部件的特性将其模拟为“水力部件+热构件”的形式，其中水力部件又可划分为“控制体+接管”的形式。在水力部件中求解水力学方程（三大守恒方程），通过热构件的计算可为能量方程提供源项，同时，也可建立起并联控制体之间的联系。
模型建好后进行稳态计算，得到各回路主要参数，通过与CEFR的设计参数[5]和事故分析的初始参数进行比较，对比结果表明NUSOL-LMR所建模型的正确性，从而可用于后续的快堆事故分析研究。对比的主要参数如表1所示。
2 丧失热阱事故及处理策略研究
主给水母管破裂、所有主给水泵异常停泵等，会导致两台蒸汽发生器丧失正常给水，给水压力低或给水流量低或蒸汽发生器出口钠温高触发紧急停堆。反应堆紧急停堆后保持次临界状态，连锁紧急停机。三回路系统失去正常排热能力，两台一次钠循环泵以自然惰转方式将转速降至0转/分，反应堆的余热通过非能动余热排出系统导出。
对于以上丧失热阱事故，其处理策略主要分为两步：
第一步，执行停堆导则，其操作要点如下：
（1）完成关键操作步骤，确认自动动作完成;
（2）确定合适的最佳恢复或功能恢复导则。
第二步，执行失去二次热阱响应导则，其操作要点如下：
（1）隔离蒸汽发生器;
（2）投运事故余热排放系统;
（3）检查是否发生钠泄漏。[6]
3 情境验证
本文对丧失热阱事故的初始状态假设为：满功率时，主给水母管破裂，两台蒸汽发生器给水流量或给水压力低，触发停堆报警。该情境描述如表2所示，具体处理步骤如表3所示。
4 验证结果
该事故是在反应堆满功率运行工况下进行的。在0～
10 s，反应堆满功率正常运行;在10 s时刻，插入主给水水母管破裂故障（0.5%破口），两台蒸汽发生器给水流量迅速降低，触发停堆报警;在14 s时刻，确认停堆、停机，堆芯功率下降;在18 s时刻，失去二次热阱红灯亮;在20～22 s时刻，一、二回路钠泵开始惰转;由于失去二次热阱，为保护三回路系统设备，隔离两个环路蒸汽发生器;在50 s时刻，一、二回路钠泵停运，非能动余热排出系统投运;从各回路温度变化情况显示，堆芯出口钠温下降，非能动余热排出系统投运，导出余热，事故得到有效处理。验证过程形成的曲线如图1～图4。
5 结 论
本文以中国实验快堆为研究对象，采用快堆系统分析程序NUSOL-LMR对一回路主冷却系统、二回路系统、三回路重要系统（蒸汽发生器三回路侧、给水及主蒸汽管道和相应的阀门）和非能动余热排出系统进行了建模。建模完成后进行稳态计算，并与CEFR的主要设计参数和事故分析的初始参数进行比较，对比结果表明NUSOL-LMR能够准确地模拟出CEFR系统各个部件稳态工况的参数值，具备对于CEFR进行事故分析的能力。在模型中插入选择的典型工况——丧失热阱事故，根据事故序列依次执行征兆导向的停堆导则和失去二次热阱响应导则，经过验证，证明了快堆基于征兆导向的丧失热阱事故处理策略的有效性。同时在验证过程中根据实际操作对于停堆导则、失去二次热阱响应导则的正确性和可执行性进行了验证。
参考文献：
[1] COCHRAN T B，FEIVESON H A，PATTERSON W，et al. Fast Breeder Reactor Programs：History and Status [C]// Proceedings of the Institute of Nuclear Materials Management Ann，2010.
[2] 徐銤.快堆，它的现状和发展前景 [J].世界科技研究与发展，1998（5）：90-93.
[3] 张东辉，任丽霞.快堆安全分析 [M].北京：中国原子能出版社，2010.
[4] KURISAKA K，KANI Y. Study on categorization of the safety design evaluation event [R].Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp，1997.
[5] 孙晓龙.钠冷快堆非能动余热排出特性研究 [D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2013.
[6] 濮继龙，王晓航.核电厂紧急运行规程及其在严重事故预防与缓解中的作用 [J].中国原子能科学研究院年报，1987（0）：173.
作者简介：黄亚平（1993-），男，汉族，江西宜春人，硕士研究生，研究方向：快堆事故处理策略研究。