苗 純,方曙東,臧學(xué)平

(池州學(xué)院 機電工程學(xué)院，安徽 池州 247000)

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AP1000主蒸汽管道斷裂瞬態(tài)仿真研究

苗 純,方曙東,臧學(xué)平

(池州學(xué)院 機電工程學(xué)院，安徽 池州 247000)

為提高系統(tǒng)的經(jīng)濟性和安全性,非能動安全設(shè)計在第三代核電(AP1000)廣泛使用。本文采用RELAP5(ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram5)分析軟件對核電主冷卻劑系統(tǒng)和非能動堆芯冷卻系統(tǒng)進行數(shù)值研究,以主蒸汽管道破裂瞬態(tài)為例驗證AP1000的非能動安全性并與初步安全分析報告比較校驗?zāi)Ｐ偷臏?zhǔn)確性。校驗表明本模型和初步安全分析報告計算結(jié)果一致，表明三代核電站AP1000擁有足以抵御全廠喪失輔助交流電源事故的設(shè)計裕度；模型精度已滿足工程應(yīng)用要求，為三代核電仿真技術(shù)的工程應(yīng)用奠定了技術(shù)基礎(chǔ)。

數(shù)值計算；RELAP5；非能動；AP1000

AP1000是AdvancedPassivePWR的簡稱，1000為其功率水平(百萬千瓦級)。在西屋公司(Westinghouse)設(shè)計的第三代核電堆中，對AP1000機組運行狀態(tài)的安全性有充分的評估，使用了非能動安全系統(tǒng)，以消除在能動設(shè)備失效重大風(fēng)險，并大幅簡化系統(tǒng)管路，使之具有三代先進輕水堆區(qū)別于二代機組的簡單性、安全性、可靠性和經(jīng)濟性的鮮明特點[1-3]，是我國現(xiàn)代核電發(fā)展即將大力推廣的核電機組類型。在本文的研究中，三代核電冷卻系統(tǒng)使用RELAP5/MOD3.2分析軟件對其進行數(shù)值分析，重點考察了三代核電在出現(xiàn)主蒸汽管道的破裂重大事故中的承受能力。

2 RELAP5軟件簡介

RELAP(ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram)最佳估算熱工水力程序是美國愛達荷國家工程實驗室(Idaho)在美國核管會(NRC)的協(xié)助下共同開發(fā)的先進熱工水力軟件[4,5]，主要用來模擬壓水堆瞬態(tài)事故進程，對事故中壓水堆的瞬態(tài)壓力、溫度、流量、空泡等關(guān)鍵參數(shù)有著很好的模擬。

3 非能動堆芯冷卻系統(tǒng)簡介

非能動安全體系的核心是其堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)[2,6]。其設(shè)計綜合采用自然循環(huán)[7]、高壓氣體驅(qū)動和重力驅(qū)動等多種非能動驅(qū)動方式實現(xiàn)堆芯冷卻和安全注入。

堆芯補水箱環(huán)路和非能動余熱排出環(huán)路采用了自然循環(huán)即實現(xiàn)緊急條件下堆芯余熱排出和高壓下高濃度硼酸溶液注入。PXS系統(tǒng)中設(shè)置了兩列高壓氮氣安注箱(ACC)實現(xiàn)高壓氣體驅(qū)動高濃度硼酸溶液注入。最后,高處設(shè)置換料水箱,用于在常壓條件下使用重力驅(qū)動長期冷卻堆芯并為非能動余熱排出環(huán)路提供熱阱[8]。

4 主蒸汽管道破裂模擬

當(dāng)主蒸汽管道發(fā)生破裂，大量蒸汽排出，流量激增， 隨后蒸汽流量減小。在堆芯具有負(fù)的慢化劑溫度系數(shù)的情況下，隨著事故的進行，下降的溫度將導(dǎo)致正的反應(yīng)性。如果在停堆初期發(fā)生主蒸汽管道破裂事故，堆芯可能重返臨界，并可能引起偏離泡核沸騰和包殼穿孔。如果在功率運行期間發(fā)生主蒸汽管道破裂事故，堆芯功率可能會超過限值[9-10]。

依據(jù)安全分析報告[11]展示的主蒸汽管道破裂瞬態(tài)事件序列，該瞬態(tài)會觸發(fā)非能動余熱排出系統(tǒng)并導(dǎo)致CMT進入水循環(huán)狀態(tài)，據(jù)此瞬態(tài)能驗證模型對系統(tǒng)自然循環(huán)的模擬效果。

4.1 模擬的相關(guān)假設(shè)

為了便于和安全分析報告比較，本文采用了以下假設(shè)：

圖1 系統(tǒng)流程簡圖

(1)假設(shè)事故發(fā)生在熱備用狀態(tài)下，此時反應(yīng)堆冷卻劑為全流量、負(fù)荷為零；

(2)假設(shè)停堆深度選在壽期末、平衡氙條件下，且一束具有最大反應(yīng)性價值的控制棒卡在全部提出的位置；

(3)假設(shè)蒸汽發(fā)生器汽水分離器的汽水完全分離；

(4)假設(shè)初始具有最大冷的啟動給水流量和100%的名義主給水流量；

(5)假定0s時手動啟動PRHR；

(6)假設(shè)事故發(fā)生時有一個堆芯補水箱出口閥失效；

(7)假設(shè)只有一臺蒸汽發(fā)生器失控排放蒸汽；

(8)假設(shè)管道破口位于靠近主汽輪機的主蒸汽母管上。

4.2 測試步驟

(1)根據(jù)部分假設(shè)創(chuàng)建穩(wěn)態(tài)計算結(jié)果。

(2)調(diào)整控制信號邏輯及延遲，建立瞬態(tài)事故再啟動輸入卡。

(3)計算時間1600秒(穩(wěn)態(tài)1000秒，瞬態(tài)600秒)，獲得事故計算結(jié)果。

4.3 事件序列與重要參數(shù)曲線

監(jiān)視參數(shù)隨時間的變化曲線與安全分析報告中對應(yīng)參數(shù)進行對比分析如圖2-1至圖2-6，事故的事件序列見表1,參考值取自AP1000初步安全分析報告。

表1 事故的事件序列

4.4 結(jié)果分析

根據(jù)計算結(jié)果，發(fā)生破裂事故后，二回路的主蒸汽流量激增，一回路的冷卻劑溫度和壓力下降，核堆重返臨界。通過PRHR系統(tǒng)和蒸汽發(fā)生器的熱肼效應(yīng)及CMT含硼水注入系統(tǒng)的投入，反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。

(1)由冷卻劑降溫引起的反應(yīng)堆功率上升處在可控的范圍內(nèi)，堆芯熱流密度不會超過限值；

(2) 冷卻劑系統(tǒng)降壓引起的冷卻劑飽和溫度下降，不會引起冷卻劑過熱。

5 結(jié)論

本文通過對主蒸汽管道斷裂瞬態(tài)的模擬，驗證了第三代核電機組AP1000應(yīng)對該類型事故有充足的設(shè)計裕量，對該模型性能總結(jié)結(jié)論如下：

(1)各設(shè)備的響應(yīng)和動作序列和安全分析報告完全一致，在觸發(fā)時間上略有區(qū)別，其偏差遠(yuǎn)低于在工程應(yīng)用所規(guī)定限值。這樣的偏差主要是計算程序特性決定的。

(2)本次模擬管路中出現(xiàn)了多處面積突變，計算過程中也有很多設(shè)備投用引入的擾動，該瞬態(tài)過程的模擬對計算程序的精度和穩(wěn)定性有很高的要求。在這樣嚴(yán)苛的條件，程序計算仍然取得了和安全分析報告基本一致的結(jié)果，充分驗證本次計算采用模型的精確度。

(3)在本事故中PXS系統(tǒng)中的ACC和IRWST的安注功能沒有投用，在今后的工作中可以通過對其他瞬態(tài)的模擬來對本模型進行進一步的驗證。

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2016-09-20

安徽省高校優(yōu)秀青年人才支持計劃重點項目(gxyqZD2016369，gxyqZD2016370)；安徽省高校省級重點科研項目(KJ2016A511)資助

苗 純(1984-), 女，安徽宿州人，池州學(xué)院講師，碩士，主要研究方向為光學(xué)。

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