靖劍平，喬雪冬，賈 斌，莊少欣，孫 微，張春明

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬態(tài)特性研究

靖劍平，喬雪冬，賈 斌，莊少欣，孫 微＊，張春明

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082）

基于最佳估算程序RELAP5／MOD3.3，對AP1000系統(tǒng)進(jìn)行了詳細(xì)的建模分析，選取冷卻劑泵卡軸事故、蒸汽發(fā)生器（SG）傳熱管破裂事故和直接注射管線雙端斷裂事故作為典型事故，獲得了典型事故工況下關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)特性和非能動系統(tǒng)響應(yīng)特性。結(jié)果表明：對于冷卻劑泵卡軸事故，一回路最大壓力為16.82MPa，燃料包殼表面溫度最大值為1 299K，滿足驗收準(zhǔn)則的要求；對于SG傳熱管破裂事故，破損SG的水體積為231.54m3，小于AP1000蒸汽發(fā)生器255.563m3的總?cè)莘e；對于直接注射管線雙端斷裂事故，AP1000的非能動堆芯冷卻系統(tǒng)能對一回路進(jìn)行冷卻和降壓，并防止堆芯裸露和燃料包殼過熱。

RELAP5／MOD3.3；AP1000；冷卻劑泵卡軸；蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂；直接注射管線雙端斷裂

AP1000核電廠是美國西屋公司開發(fā)和設(shè)計的三代新型壓水堆核電廠，該核電系統(tǒng)采用了非能動安全理念，使電廠系統(tǒng)大幅簡化，安全性、可靠性得到顯著提高［1］。由于非能動安全系統(tǒng)的引入，使得AP1000核電廠事故中的熱工水力現(xiàn)象和事故進(jìn)程與傳統(tǒng)壓水堆核電廠相比有較大差異。針對AP1000核電廠的事故分析，國內(nèi)外相關(guān)學(xué)者利用系統(tǒng)分析程序開展了一定的研究［2－5］，但所研究的內(nèi)容多集中于破口事故，未能開展全面的分析。

本文利用RELAP5／MOD3.3程序?qū)P1000進(jìn)行整體建模，選取AP1000核電廠Ⅲ類和Ⅳ類工況中的冷卻劑泵卡軸事故、蒸汽發(fā)生器（SG）傳熱管破裂事故和直接注射管線雙端斷裂事故作為典型事故，分析典型事故工況下一、二回路主要參數(shù)的瞬態(tài)熱工水力特性和非能動系統(tǒng)響應(yīng)特性，研究AP1000核電廠應(yīng)對短期事故和長期事故的能力。

圖1 AP1000系統(tǒng)節(jié)點模型Fig.1 Node model for AP1000system

1 模型建立

RELAP5／MOD3.3程序是由美國核管會于2001年，經(jīng)大量的實驗數(shù)據(jù)和運(yùn)行經(jīng)驗反饋，對RELAP5系列程序升級和改進(jìn)后發(fā)布的，在國內(nèi)外均具有廣泛應(yīng)用［6－7］。AP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)由2條環(huán)路組成，每條環(huán)路包括1臺SG、2臺反應(yīng)堆冷卻劑泵、1根冷卻劑熱管段、2根冷管段，共同構(gòu)成1條反應(yīng)堆冷卻劑閉式循環(huán)回路。另外，系統(tǒng)還包括穩(wěn)壓器、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)、閥門及用于運(yùn)行控制和安全觸發(fā)的儀表等。

基于RELAP5／MOD3.3程序?qū)P1000系統(tǒng)結(jié)構(gòu)建立了節(jié)點模型，如圖1所示。模型包含了壓力容器、冷熱管段、穩(wěn)壓器、SG、主泵、堆芯補(bǔ)水箱、安注箱、安全殼內(nèi)置換料水箱、非能動余熱排出熱交換器、閥門及控制保護(hù)系統(tǒng)等。

2 AP1000冷卻劑泵卡軸事故

AP1000核電廠冷卻劑泵卡軸事故屬Ⅳ類工況（極限事故工況），卡軸事故發(fā)生后將導(dǎo)致冷卻劑溫度和壓力迅速升高，同時也使燃料包殼表面溫度在短期內(nèi)達(dá)到峰值。

2.1 基本假設(shè)

AP1000核電廠冷卻劑泵卡軸事故的主要假設(shè)：1）反應(yīng)堆功率為100%；2）控制棒下插至緩沖段入口處的時間為2.7s；3）反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路低流量（任一熱管段）信號觸動停堆，極限整定值為87%額定環(huán)路流量，并考慮1.45s延遲；4）整個瞬態(tài)過程中給水維持初始給水不變。

2.2 事故描述

0s時冷卻劑泵卡軸，事故環(huán)路流量降低，引起堆芯流量下降，10s內(nèi)堆芯流量由13 069kg／s下降至9 682kg／s。停堆動作前，由于冷卻劑流量降低，堆芯功率基本不變，導(dǎo)致熱流密度下降、堆芯儲熱增加、一回路壓力升高，偏離泡核沸騰比（DNBR）降低。泵卡軸后0.1s，停堆信號由反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路低流量（任一熱管段）信號觸發(fā)，1.45s延遲后控制棒開始下落，引起反應(yīng)堆功率下降，堆芯產(chǎn)熱降低，熱流密度降低，但由于流量的下降，導(dǎo)致一回路溫度和壓力繼續(xù)升高。瞬態(tài)進(jìn)行至4.2s，堆芯產(chǎn)熱能力降低，冷卻劑載熱能力大于堆芯產(chǎn)熱能力，使冷卻劑溫度和壓力迅速下降。表1列出了AP1000冷卻劑泵卡軸事故的事故序列。

表1 AP1000冷卻劑泵卡軸事故的事故序列Table 1 Accident sequence of coolant pump shaft seizure accident for AP1000

2.3 計算結(jié)果分析

圖2為反應(yīng)堆功率、堆芯質(zhì)量流量和平均通道熱流密度隨時間的變化。事故發(fā)生后，由于1個環(huán)路的流量迅速下降，導(dǎo)致堆芯質(zhì)量流量迅速下降，但由于控制棒下插需要1.45s的延遲，所以在事故初期反應(yīng)堆功率和平均通道熱流密度基本不變。當(dāng)控制棒下落后，堆芯功率迅速下降，平均通道熱流密度也隨之下降，堆芯質(zhì)量流量則趨于穩(wěn)定。

圖2 反應(yīng)堆功率、堆芯質(zhì)量流量和平均通道熱流密度隨時間的變化Fig.2 Nuclear power，core mass flow rate and average channel heat flux density vs.time

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和燃料包殼表面溫度隨時間的變化示于圖3。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和燃料包殼表面溫度呈現(xiàn)先升高后降低的趨勢，這是由于事故后堆芯質(zhì)量流量迅速下降，而堆芯功率保持不變，導(dǎo)致一回路冷卻劑溫度和壓力升高，同時堆芯儲熱增加，燃料包殼表面溫度也升高。隨著反應(yīng)堆的停堆，堆芯產(chǎn)熱能力下降，一回路冷卻劑載熱能力大于堆芯產(chǎn)熱能力，使冷卻劑溫度和壓力及燃料包殼表面溫度迅速下降。事故中，冷卻劑系統(tǒng)最大壓力為16.82MPa，燃料包殼表面溫度最大值為1 299K，滿足驗收準(zhǔn)則的要求［8］。

圖3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和燃料包殼表面溫度隨時間的變化Fig.3 RCS pressure and fuel cladding surface temperature vs.time

3 AP1000 SG傳熱管破裂事故

壓水堆核電廠SG傳熱管破裂事故是指由于SG中1根或多根傳熱管發(fā)生破裂（也包括導(dǎo)致輕微連續(xù)泄漏的裂紋）導(dǎo)致的事故。AP1000核電廠SG傳熱管破裂事故屬Ⅳ類工況。

3.1 基本假設(shè)

AP1000核電廠SG傳熱管破裂事故的主要假設(shè)［9］：1）反應(yīng)堆功率為100%；2）二次側(cè)的初始水裝量為運(yùn)行名義值，在事故發(fā)生時核電廠喪失廠外電；3）最大的上充（CVCS）流量和穩(wěn)壓器電加熱器的加熱功率；4）最不利的單一故障為破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥卡在開啟位置。

3.2 事故描述

表2列出了AP1000SG傳熱管破裂事故的事故序列。0s時1根SG傳熱管破裂，同時廠外電喪失，反應(yīng)堆停堆，主泵惰轉(zhuǎn)，CVCS泵啟動，穩(wěn)壓器電加熱器開啟。隨著一回路的水向二回路泄漏，2 901s時，穩(wěn)壓器低-2水位信號（0%量程水位）達(dá)到，破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥故障開啟，延遲17s后觸發(fā)堆芯補(bǔ)水箱（CMT）和非能動余熱排出熱交換器（PRHR）動作。由于破損SG壓力的降低，在3 393s時主蒸汽低壓力信號達(dá)到，同時關(guān)閉破損SG二次側(cè)大氣釋放閥的隔離閥，使得破損SG的壓力回升。14 657s時，SG窄量程高-2水位整定值信號（69%量程水位）達(dá)到，并觸發(fā)隔離CVCS。隨著一回路向二回路泄漏以及PRHR持續(xù)載出一回路的熱量，使得一回路的壓力逐漸下降，同時，SG二次側(cè)的壓力則由于水裝量的不斷增加以及一回路的加熱而增加，在33 179s時，SG一、二次側(cè)的壓力達(dá)到平衡，破口流量終止。

3.3 計算結(jié)果分析

圖4為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和破損SG二次側(cè)壓力隨時間的變化。在傳熱管破裂后，反應(yīng)堆冷卻劑將從主回路系統(tǒng)流向破損SG的二次側(cè)，反應(yīng)堆冷卻劑的流失將導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位和RCS壓力降低。由于穩(wěn)壓器水位和壓力降低，CVCS泵將自動投入運(yùn)行以提供補(bǔ)充流量，同時開啟穩(wěn)壓器電加熱器。由于保守假定主蒸汽旁排系統(tǒng)不可運(yùn)行，所以破損SG的二次側(cè)壓力升高并一直維持在大氣釋放閥開啟壓力。2 901s時，破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥故障開啟，使得一回路壓力及破損SG二次側(cè)壓力迅速下降，在3 393s時主蒸汽低壓力信號達(dá)到關(guān)閉破損SG二次側(cè)大氣釋放閥的隔離閥后，一回路壓力由迅速下降變?yōu)榫徛陆?，破損SG二次側(cè)壓力則由迅速下降變?yōu)榫徛仙?，最終兩者壓力達(dá)到平衡，破口流量終止。

表2 AP1000SG傳熱管破裂事故的事故序列Table 2 Accident sequence of steam generator tube rupture accident for AP1000

圖4 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和破損SG二次側(cè)壓力隨時間的變化Fig.4 RCS pressure and ruptured SG secondary pressure vs.time

圖5為完好回路冷、熱管段溫度隨時間的變化。開始階段由于PRHR并未投入，且穩(wěn)壓器電加熱器開啟，所以一回路的溫度維持在一較高的水平，2 901s時，由于破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥故障開啟，二回路載熱能力大幅提高，同時PRHR投入運(yùn)行，一回路的溫度迅速下降，直至3 393s時，破損SG二次側(cè)的大氣釋放閥的隔離閥關(guān)閉，二回路載熱能力降低，一回路溫度略有升高，但隨PRHR載熱能力的增加，一回路溫度逐漸開始下降。

圖5 完好回路冷、熱管段溫度隨時間的變化Fig.5 Temperatures of cold leg and hot leg for intact circuit vs.time

圖6為破口流量和破損SG水體積隨時間的變化。事故初期一、二次側(cè)壓差較大，因此早期破口流量大，后期破口流量下降，在33 179s后，破口流量降為0。破損SG二次側(cè)的水體積在事故開始時有一小幅的增加，但隨破損SG壓力的升高，大氣釋放閥的開啟，破損SG二次側(cè)的水體積呈明顯下降趨勢，當(dāng)破損SG二次側(cè)大氣釋放閥的隔離閥關(guān)閉后，破損SG二次側(cè)的水體積迅速增加，隨著一、二回路壓力的逐漸平衡以及破口流量的終止，破損SG二次側(cè)的水體積趨于穩(wěn)定。最終，破損SG的水體積為231.54m3，小于AP1000蒸汽發(fā)生器255.563m3的總?cè)莘e。事故過程中，由SG向大氣釋放的總質(zhì)量流量為198 986.42kg，經(jīng)計算表明，其放射性后果低于可接受劑量水平限值。

4 AP1000直接注射管線雙端斷裂事故

在AP1000核電廠的設(shè)計中，CMT、堆芯補(bǔ)水箱（ACC）和PRHR的補(bǔ)水將通過直接注射（DVI）管線注入堆芯，當(dāng)直接注射管線雙端斷裂后將導(dǎo)致非能動堆芯冷卻系統(tǒng)只有1／2的容量來執(zhí)行安全功能，對核電廠的恢復(fù)能力有較大影響。

4.1 基本假設(shè)

AP1000核電廠直接注射管線雙端斷裂事故的主要假設(shè)：1）反應(yīng)堆功率為100%；2）安全殼壓力為0.110 1MPa（絕對）；3）完好環(huán)路CMT入口和出口的阻力取設(shè)計最大值，破損環(huán)路的內(nèi)置換料水箱（IRWST）注入管線阻力取最小值。

4.2 事故描述

表3列出了AP1000直接注射管線雙端斷裂事故的事故序列。0s時事故發(fā)生，壓力容器內(nèi)的冷卻劑直接向安全殼內(nèi)噴放，一回路壓力迅速降低，在10.4s時達(dá)到低壓力停堆整定值，反應(yīng)堆停堆，12.8s時“S”信號觸發(fā)，安注系統(tǒng)投入，隨CMT水位的降低，自動降壓系統(tǒng)（ADS）1級在174s時觸發(fā)，ADS 2、3、4級達(dá)到相應(yīng)的延遲時間后陸續(xù)觸發(fā)，238s時，完好側(cè)安注箱投入，并在469.5s時排空，在1 250s時，IRWST開始注射，實現(xiàn)向堆芯的長期低流量注水。

圖6 破口流量（a）和破損SG水體積（b）隨時間的變化Fig.6 Break flow rate（a）and ruptured SG water volume（b）vs.time

表3 AP1000直接注射管線雙端斷裂事故的事故序列Table 3 Accident sequence of double-ended direct vessel injection line for AP1000

4.3 計算結(jié)果分析

依據(jù)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力變化（圖7a）和整個系統(tǒng)動作，可將事故過程分為4個階段。第1個階段為噴放階段，破口發(fā)生后，冷卻劑系統(tǒng)壓力從初始值迅速下降。第2個階段為自然循環(huán)階段，由于上腔室和熱管出現(xiàn)閃蒸，此時降壓依賴于降溫，主泵惰轉(zhuǎn)后，一回路系統(tǒng)依靠自然循環(huán)進(jìn)行排熱降溫，主要包括二回路帶走熱量、堆芯補(bǔ)水箱注入低溫含硼水、余熱排出系統(tǒng)換熱和破口處流失，此階段降壓較慢。第3個階段為自動降壓階段，自動降壓系統(tǒng)對降壓起主要作用。174s時，ADS 1級打開，壓力迅速下降，此后ADS 2、3級相繼打開，實現(xiàn)進(jìn)一步降壓，ADS 4級則實現(xiàn)在低壓時快速降壓。第4個階段為長期冷卻階段，安全殼內(nèi)置換料水箱由完好的一側(cè)DVI管線開始注入，意味著冷卻劑系統(tǒng)壓力接近安全殼環(huán)境壓力，標(biāo)志小破口事故瞬態(tài)過程的結(jié)束和長期冷卻循環(huán)階段的

開始［10-11］。

從圖7b的破口流失流量可發(fā)現(xiàn)，事故早期，破口流量非常大，最大值可達(dá)1 385kg／s，此時的流量流失主要由液體的流失所致，此后由于破口閃蒸，空泡份額增加，使破口流量減小，ADS 1級打開后，通過破口排放的液體流失的流量降為0，亦即破口排放的全部是蒸汽，因此流量迅速下降，此后隨壓力的降低，破口流量逐漸下降。

ADS 1～3級排放流量、ADS 4級排放流量和IRWST注入流量隨時間的變化示于圖8。從圖8a、b可看出，每級ADS打開后，其排放流量均會出現(xiàn)一峰值，在ADS 4級打開后，ADS的流量排放達(dá)到最大值，此后隨冷卻劑系統(tǒng)壓力的降低，ADS的排放流量也逐漸下降。IRWST注入流量一直在40kg／s左右波動（圖8c）。由于IRWST注入的壓力非常低，冷卻劑系統(tǒng)壓力的變化對IRWST的注入有較大影響，因此導(dǎo)致IRWST的注入流量呈波動變化。

圖7 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力（a）和破口流失流量（b）隨時間的變化Fig.7 RCS pressure（a）and break discharge flow rate（b）vs.time

圖9為RCS水裝量和堆芯混合液位隨時間的變化。從圖9可看出，RCS水裝量和堆芯混合液位均呈先快速下降再小幅回升，再緩慢下降又逐漸上升的變化規(guī)律。RCS水裝量主要取決于破口流失和非能動安全注入系統(tǒng)注入流量。事故初期通過破口噴放的流體為液體，噴放流量非常大，因此使RCS水裝量和堆芯混合液位快速下降。當(dāng)ADS 1級打開后，由于破

口排放都是汽體，排放流量減小，而此時ACC的高注入流量使RCS水裝量和堆芯混合液位略有升高，隨著ACC的完全排空以及ADS 2、3、4級閥門的全部打開，RCS水裝量和堆芯混合液位又開始緩慢下降，直到IRWST注入啟動后，RCS水裝量和堆芯混合液位又開始緩慢上升。結(jié)果表明，系統(tǒng)最小水裝量大于50t，堆芯混合液位高于活性區(qū)頂部，能防止堆芯裸露和由此引發(fā)的燃料包殼過熱等更嚴(yán)重的后果。

圖8 ADS 1～3級排放流量（a）、ADS 4級排放流量（b）和IRWST注入流量（c）隨時間的變化Fig.8 ADS 1-3flow rate（a），ADS 4flow rate（b）and injection flow rate by IRWST（c）vs.time

圖9 RCS水裝量和堆芯混合液位隨時間的變化Fig.9 RCS inventory and core mixture level vs.time

5 結(jié)論

利用RELAP5／MOD3.3程序分別對AP1000冷卻劑泵卡軸事故、SG傳熱管破裂事故和直接注射管線雙端斷裂事故進(jìn)行了分析計算，結(jié)果表明：

1）冷卻劑泵卡軸后，堆芯質(zhì)量流量迅速下降，冷卻劑系統(tǒng)壓力和燃料包殼表面溫度先升高后降低，冷卻劑系統(tǒng)最大壓力為16.82MPa，燃料包殼表面溫度最大值為1 299K，滿足驗收準(zhǔn)則的要求。

2）對于單根SG傳熱管破裂事故，一回路壓力呈先快速下降后緩慢下降的趨勢，破損SG二次側(cè)壓力呈先升高后迅速下降再緩慢上升的趨勢，在33 179s時破口流量終止，破損SG的最大水體積為231.54m3，小于AP1000蒸汽發(fā)生器255.563m3的總?cè)莘e，不會導(dǎo)致SG滿溢，且放射性后果低于可接受劑量水平限值。

3）直接注射管線雙端斷裂小破口失水事故過程可分為噴放階段、自然循環(huán)階段、自動降壓階段和長期冷卻階段，RCS水裝量和堆芯混合液位則呈相對復(fù)雜的變化規(guī)律，事故過程中，系統(tǒng)最小裝量大于50t，堆芯混合液位高于活性區(qū)頂部，能防止堆芯裸露和由此引發(fā)的燃料包殼過熱等更嚴(yán)重的后果。

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Research on Transient Characteristics of AP1000 Typical Accidents Based on RELAP5 Code

JING Jian-ping，QIAO Xue-dong，JIA Bin，ZHUANG Shao-xin，SUN Wei＊，ZHANG Chun-ming
（Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Environmental Protection，Beijing100082，China）

The best-estimate code RELAP5／MOD3.3was used to simulate the transient characteristics of reactor coolant pump shaft seizure accident，steam generator tube rupture accident and double-ended direct vessel injection line accident for the AP1000system.The key parameters of those transients and response of the passive system in those transients were shown in this paper.The results indicate that the pressure of primary system could reach 16.82MPa and the peak temperature of the fuel cladding could be 1 299Kin the reactor coolant pump shaft seizure accident，which meets the requirements of acceptance criteria of this accident.In steam generator tube rupture accident，water volume of the ruptured SG is 231.54m3，which is less than the total steam generator volume of 255.563m3.For the double-ended direct vessel injection line accident，the passive core cooling system is able to cool down and depressurize the primary sys-tem，and prevent the core uncovery and fuel cladding heatup.

RELAP5／MOD3.3；AP1000；coolant pump shaft seizure；steam generator tube rupture；double-ended direct vessel injection line

TL33

：A

：1000-6931（2015）04-0646-08

10.7538／yzk.2015.49.04.0646

2014-07-14；

2014-09-15

國家科技重大專項資助項目（2011ZX06002-010，2013ZX06002-001）

靖劍平（1983—），男，黑龍江綏棱人，高級工程師，博士，熱能工程專業(yè)

＊通信作者：孫 微，E-mail：sunwei＠chinansc.cn