張 舒,吳 鵬,張 丹,李 峰,方紅宇

(核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室,成都 610213)

喪失正常給水 (由于泵失效、閥門故障或喪失廠外交流電)會導(dǎo)致二次側(cè)移出 (反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)生的)熱量能力的下降。如果啟動給水無效,安全相關(guān)的非能動余熱排出系統(tǒng) (簡稱PRHRS)會自動通過保護和安全監(jiān)測系統(tǒng)的啟動來移出衰變熱和系統(tǒng)顯熱。

核電廠喪失正常給水后將會引起如下一系列事件:蒸汽流量和給水流量失配將導(dǎo)致反應(yīng)堆由 “蒸汽發(fā)生器低-2水位信號”停堆,該信號同時觸發(fā)啟動給水系統(tǒng)。由反應(yīng)堆停堆引起的汽機停機將導(dǎo)致蒸汽系統(tǒng)壓力升高,如果用于汽機旁排的冷凝器失效,但蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥可用,它將自動開啟向大氣排放蒸汽。如果蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥無效,蒸汽發(fā)生器安全閥將開啟以排出燃料和冷卻劑的顯熱以及堆芯衰變熱。冷卻劑達到零功率溫度后,如果啟動給水有效并向蒸汽發(fā)生器供水,由蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥或安全閥移出衰變熱并維持核電廠在熱停堆狀態(tài)。如果啟動給水無效,則PRHRS將會由蒸汽發(fā)生器低-2水位 (窄量程)與啟動給水低-2流量符合信號,或者蒸汽發(fā)生器低-2水位 (寬量程)信號啟動。PRHRS將堆芯衰變熱和顯熱傳至內(nèi)置換料水箱 (簡稱IRWST),因此在喪失正常和啟動給水后堆芯熱量也被持續(xù)移出。

1 驗收準(zhǔn)則

喪失正常給水事故屬于II類事故 (中等頻率事件)。

中等頻率事件最壞可導(dǎo)致反應(yīng)堆停堆,但仍能恢復(fù)運行。根據(jù)定義,這些事故不應(yīng)發(fā)展成更為嚴重的 (即Ⅲ類工況或Ⅳ類工況)事故。另外,工況II事故預(yù)期不應(yīng)導(dǎo)致燃料元件損壞或反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)或二回路系統(tǒng)超壓。

II類工況的驗收準(zhǔn)則如下:

(1)最小DNBR高于95/95DNBR限值,以保證燃料包殼完整性;

(2)峰值線性產(chǎn)熱率不能超過導(dǎo)致燃料中心熔化的值;

(3)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)壓力不應(yīng)高于設(shè)計壓力的110%;

(4)在不發(fā)生其他單一失效的情況下,不能導(dǎo)致更嚴重的事故工況。

對于上述驗收準(zhǔn)則 (1),只要事故最小DNBR大于安全分析限值,即可滿足。此外,喪失正常給水事故不會引起功率大幅上升,因此不會挑戰(zhàn)準(zhǔn)則 (2)。由于AP1000核電的穩(wěn)壓器安全閥采用彈簧式安全閥,如果事故引起穩(wěn)壓器滿水,不能保證安全閥過水后能夠可靠回座。如果因為發(fā)生一個II類事故而導(dǎo)致安全閥卡開這樣的Ⅲ類事故,就無法滿足驗收準(zhǔn)則中的第 (4)條。

所以對于喪失正常給水事故,需要驗證滿足的驗收準(zhǔn)則包括:穩(wěn)壓器不滿溢,并保證導(dǎo)出堆芯余熱;最小DNBR大于安全分析限值1.5;反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力不超過設(shè)計壓力的110%,即不超過18.84 MPa。

2 計算程序

本文采用LOFTRAN程序模擬核電廠喪失正常給水后的系統(tǒng)瞬態(tài)。程序模擬了中子動力學(xué)、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng) (包括自然循環(huán))、穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器。計算了各個相關(guān)參數(shù),包括蒸汽發(fā)生器水位、穩(wěn)壓器水位和反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度。

根據(jù)LOFTRAN程序得到的核功率和反應(yīng)堆冷卻劑流量,采用FACTRAN程序計算堆芯熱流密度。最后根據(jù)FACTRAN程序得到的熱流密度和LOFTRAN程序得到的流量等參數(shù)用VIPRE-W程序計算DNBR。

3 分析方法

基于3條不同的驗收準(zhǔn)則,將采取不同的初始條件假設(shè)、反應(yīng)堆控制與保護功能假設(shè)使對應(yīng)的結(jié)果最惡劣。此外,AP1000設(shè)計中考慮汽機停機可能會引起電網(wǎng)擾動,因此分析中需考慮反應(yīng)堆停堆引起的汽機停機后喪失廠外交流電。根據(jù)10CFR50附錄A,喪失廠外交流電不作為單一故障考慮而僅作為潛在的事故后果,不改變事故分類類別。喪失廠外交流電后,主泵將惰轉(zhuǎn),一次側(cè)排熱能力將降低。然而,由于喪失廠外交流電將引起化容系統(tǒng) (CVS)無法運行,從而可能降低穩(wěn)壓器滿水和冷卻劑系統(tǒng)超壓的風(fēng)險。所以,本文對于穩(wěn)壓器滿溢工況和冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性工況,還分別評價了喪失廠外交流電的影響。

4 分析工況

4.1 穩(wěn)壓器滿溢分析

4.1.1 主要假設(shè)

為使一回路水裝量和能量最大化,經(jīng)敏感性計算分析,采用的初始假設(shè)條件見表1。

工況一:假設(shè)事故后交流電有效。CVS從瞬態(tài)初期就運行,直到專設(shè)安全驅(qū)動信號(“S”信號)與穩(wěn)壓器高-1水位信號符合隔離CVS。主泵維持正常轉(zhuǎn)速,直到堆芯補水箱 (CMT)觸發(fā)信號 (冷段溫度低-2)停運主泵。

工況二:假設(shè)反應(yīng)堆停堆后汽輪機停機導(dǎo)致喪失廠外交流電,喪失廠外交流電將引起主泵惰轉(zhuǎn)。CVS由穩(wěn)壓器水位低(36.8%)啟動,因喪失廠外交流電停運。

表1 初始假設(shè)-穩(wěn)壓器滿溢分析Table 1 initial assumptions for overfilling of pressurizer

不考慮穩(wěn)壓器壓力高停堆信號,反應(yīng)堆緊急停堆由SG窄量程水位低-2觸發(fā)。

反應(yīng)堆停堆后所要求的主要安全功能是堆芯衰變熱移出,這將通過PRHRS熱交換器來實現(xiàn)的。因此最嚴重的單一故障假設(shè)發(fā)生在PRHRS熱交換器上。假設(shè)PRHRS出口管線上兩個并聯(lián)的閥門中的一個開啟失效。此外,PRHRS排熱能力取最小值。PRHRS熱交換器投入可能引起冷段溫度降低,如達到冷段溫度低-2整定值,該信號會觸發(fā)CMT投入。CMT的注入可能引起穩(wěn)壓器水裝量上升過多。此處假設(shè)CMT注入能力取最大值。防止穩(wěn)壓器滿溢可以通過操縱員手動開啟反應(yīng)堆壓力容器上封頭排放閥實現(xiàn)。假設(shè)操縱員在穩(wěn)壓器高-2水位整定值到達后,延遲45分鐘開啟安全級的反應(yīng)堆壓力容器堆頂釋放閥。

表2給出了后續(xù)事件序列中相關(guān)動作的整定值。

堆芯中子學(xué)參數(shù)方面,慢化劑密度系數(shù)取最小絕對值,多普勒溫度系數(shù)取最小絕對值,多普勒功率系數(shù)取最大絕對值。上述假設(shè)使堆芯向一次側(cè)的能量輸出最大。

表2 相關(guān)動作的整定值Table 2 Setpoint of related action

4.1.2 分析結(jié)果

對于工況一,在蒸汽發(fā)生器窄量程水位低-2觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前,喪失正常給水將導(dǎo)致穩(wěn)壓器水位上升。反應(yīng)堆停堆后,穩(wěn)壓器水位因功率降低而下降。

蒸汽發(fā)生器寬量程水位低-2將啟動PRHRS換熱器。在主泵運行時,PRHRS熱交換器的排熱能力遠遠大于衰變熱。該時間內(nèi),雖然冷卻劑平均溫度有所降低,但由于CVS的持續(xù)注入,穩(wěn)壓器水位并沒有降低。之后,RCS溫度下降直至冷段溫度低-2信號到達而停運主泵、啟動CMT以及隔離CVS。此后,因CMT注入較冷的含硼水加速了冷卻劑系統(tǒng)的冷卻以及主泵停運導(dǎo)致PRHRS的運行方式從強迫對流改為自然循環(huán),PRHRS的排熱能力減弱,穩(wěn)壓器水位將持續(xù)上升直至到達穩(wěn)壓器高-2水位整定值,操縱員手動遙控開啟反應(yīng)堆壓力容器上封頭排放閥,將冷卻劑排放至IRWST。此后,穩(wěn)壓器水位開始下降。瞬態(tài)中穩(wěn)壓器未出現(xiàn)滿溢的情況。

表3給出了穩(wěn)壓器滿溢分析工況一的事件序列,圖1—圖4分別給出了該工況的下列參數(shù)曲線:

(1)冷卻劑系統(tǒng)平均溫度;

(2)穩(wěn)壓器水位;

(3)穩(wěn)壓器水容積;

(4)堆芯熱功率與PRHR熱功率。

表3 穩(wěn)壓器滿溢分析 (工況一)事件序列Table 3 Accident Sequence of analysis for overfilling of pressurizer(case 1)

對于工況二,在SG窄量程水位低-2觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前,喪失正常給水導(dǎo)致一回路升溫升壓,穩(wěn)壓器水位上升。反應(yīng)堆停堆后,穩(wěn)壓器水位因核功率降低而下降。反應(yīng)堆緊急停堆之后汽輪機停機,引起喪失廠外交流電,主泵停運。之后,SG寬量程水位低-2啟動PRHRS換熱器,但由于主泵的惰轉(zhuǎn),PRHRS以自然循環(huán)的方式運行,其排熱能力遠小于一回路冷卻劑強迫循環(huán)的情況;此外,由于主泵停運,SG換熱功率下降幅度超過了堆芯熱功率的下降幅度。因此,冷卻劑升溫膨脹,穩(wěn)壓器水位再次上升直到SG安全閥開啟。之后,由于PRHRS以及SG可以共同將持續(xù)降低的堆芯衰變熱帶走,冷卻劑平均溫度持續(xù)降低,穩(wěn)壓器水位持續(xù)下降直到冷段溫度低-2信號啟動CMT。隨著CMT注入穩(wěn)壓器水位繼續(xù)上升,直至到達穩(wěn)壓器高-2水位整定值,操縱員手動開啟反應(yīng)堆壓力容器上封頭排放閥,將冷卻劑排放至IRWST。瞬態(tài)中穩(wěn)壓器未出現(xiàn)滿溢的情況。此外,在整個瞬態(tài)過程中,由于58.4s時就喪失廠外交流電了,此前穩(wěn)壓器水位一直高于CVS啟動的整定值(36.8%),因此CVS未啟動。

圖1 冷卻劑系統(tǒng)平均溫度Fig.1 Average temperature of RCS

圖2 穩(wěn)壓器水位Fig.2 Water-level of pressurizer

圖3 穩(wěn)壓器水容積Fig.3 Water-volume of pressurizer

圖4 堆芯熱功率和PRHRS熱功率Fig.4 Thermal-power of core and PRHRS

表4給出了工況二的事件序列,圖5—圖8分別給出了該工況的下列參數(shù)曲線:

(1)冷卻劑系統(tǒng)平均溫度;

(2)穩(wěn)壓器水位;

(3)穩(wěn)壓器水容積;

(4)堆芯熱功率與PRHR熱功率。

穩(wěn)壓器滿溢的分析結(jié)果表明,對于交流電無效工況,主泵停運以及PRHR的較低帶熱能力使一次側(cè)冷卻劑降溫較慢,但是由于CVS沒有運行,使交流電無效工況的穩(wěn)壓器峰值水容積遠小于交流電有效工況。

圖5 冷卻劑系統(tǒng)平均溫度Fig.5 Average temperature of RCS

圖6 穩(wěn)壓器水位Fig.6 Water-level of pressurizer

圖7 穩(wěn)壓器水容積Fig.7 Water-volume of pressurizer

圖8 堆芯熱功率和PRHRS熱功率Fig.8 Thermal-power of core and PRHRS

表4 穩(wěn)壓器滿溢工況 (工況二)事件序列Table 4 Accident Sequence of analysis for overfilling of pressurizer(case 2)

在瞬態(tài)的進展中,CMT的啟動時間是非常關(guān)鍵的。CMT啟動后,將冷的含硼水注入RCS,增強了RCS的冷卻。但是RCS的快速冷卻將會削弱PRHRS的換熱功率,使其帶走一次側(cè)熱量的能力減弱,因此RCS的總熱量 (包括CMT和其他與一次側(cè)相連接的系統(tǒng))將增加。隨著CMT水箱中的溫度逐漸上升,流量逐漸減少,冷卻能力逐漸降低。當(dāng)CMT水箱溫度與所連接的RCS冷段溫度達到熱平衡時,再循環(huán)結(jié)束,CMT不再往堆芯注水。當(dāng)CMT和PRHRS的冷卻效果不足以與堆芯衰變熱抗衡時,RCS將再次升溫膨脹,穩(wěn)壓器可能會滿溢。所以,CMT啟動的越早,對事故來說越惡劣。

圖9 PRHRS熱功率Fig.9 Thermal-power of PRHRS

圖9比較了兩種工況的PRHRS熱交換器的換熱能力。對于交流電有效工況,由于PRHRS運行前期,主泵沒有停運。因此PRHRS換熱能力遠大于失電工況中PRHRS的換熱能力。所以,對于交流電有效工況,“冷段溫度低”信號到達較早,CMT較早啟動使得PRHR換熱能力在堆芯衰變熱還未很小時就突然大幅降低。然而,雖然這使得交流電有效工況在瞬態(tài)中后期一段較長的時間內(nèi)PRHRS的換熱能力低于堆芯衰變熱,但操縱員開啟反應(yīng)堆壓力容器上封頭排放閥足以防止穩(wěn)壓器滿水。最終,PRHRS排出熱量與衰變熱相匹配,堆芯衰變熱可以被持續(xù)導(dǎo)出。

4.2 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓分析

4.2.1 主要假設(shè)

與穩(wěn)壓器滿溢工況相同,分析了事故后是否喪失廠外交流電兩種工況 (分別為工況A和B)。

為使冷卻劑系統(tǒng)壓力和能量最大化,對于上述兩種工況,經(jīng)敏感性計算分析后,采用的初始假設(shè)條件見表5。

表5 初始假設(shè)-冷卻劑系統(tǒng)超壓分析Table 5 Initial assumptions analysisfor overpressure of RCS

反應(yīng)堆停堆保護、PRHR和CMT以及堆芯中子學(xué)參數(shù)的假設(shè)同 “穩(wěn)壓器滿溢”工況。

4.2.2 分析結(jié)果

對工況A,在穩(wěn)壓器安全閥第一次開啟以及蒸汽發(fā)生器窄量程水位觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前,喪失正常給水將導(dǎo)致主泵出口壓力持續(xù)上升直到達峰值17.89MPa。反應(yīng)堆停堆后,主泵出口壓力因核功率降低而顯著下降。

之后,因SG安全閥的開啟以及PRHRS的運行,主泵出口壓力始終保持較低水平。在此期間,由于主泵的運行,PRHRS熱交換器的排熱能力遠遠大于衰變熱。隨著冷卻劑平均溫度的降低,穩(wěn)壓器水位下降,直到CVS因穩(wěn)壓器水位低啟動后,隨著穩(wěn)壓器水位的上升,主泵出口壓力再次上升。在此期間,由于冷段溫度低-2“S”信號觸發(fā)主泵停運和CMT的啟動,PRHRS的排熱能力顯著降低,主泵出口壓力持續(xù)上升直到冷段溫度低-2“S”信號與穩(wěn)壓器高-1水位符合隔離CVS。但由于CMT的持續(xù)注入,穩(wěn)壓器水位的持續(xù)上升使主泵出口壓力再次上升直到穩(wěn)壓器安全閥第二次開啟。最后,當(dāng)?shù)竭_穩(wěn)壓器高-2水位整定值后,操縱員打開壓力容器上封頭排放閥,主泵出口壓力降低。最終PRHR排出熱量與衰變熱相匹配,堆芯衰變熱可以被持續(xù)導(dǎo)出。瞬態(tài)過程中主泵出口壓力峰值17.89 MPa,低于限值18.84 MPa。

表6給出了工況A的事件序列,圖10—圖13分別給出了該工況的下列參數(shù)曲線:

(1)冷卻劑系統(tǒng)平均溫度;

(2)主泵出口壓力;

(3)穩(wěn)壓器水位;

(4)堆芯熱功率與PRHRS熱功率。

表6 冷卻劑系統(tǒng)超壓分析 (工況A)事件序列Table 6 Accident Sequence of analysis for overpressure of RCS(case A)

圖10 冷卻劑系統(tǒng)平均溫度Fig.10 Average temperature of RCS

圖11 主泵出口壓力Fig.11 Pressure of reactor coolant pump’s outlet

圖12 穩(wěn)壓器水位Fig.12 Water-level of pressurizer

圖13 堆芯熱功率和PRHRS熱功率Fig.13 Thermal-power of core andPRHRS

對于工況B,瞬態(tài)中在蒸汽發(fā)生器窄量程低-2水位觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前,給水喪失導(dǎo)致主泵出口壓力持續(xù)上升直到達峰值17.89MPa。反應(yīng)堆停堆后,主泵出口壓力將因熱功率減少而下降。隨后,由于汽機停機引起喪失廠外交流電,主泵停運,主泵出口壓力上升,直至PRHRS熱交換器因SG水位寬量程低-2與低啟動給水流量低-2符合而啟動。之后,主泵出口壓力雖然因兩臺SG安全閥的關(guān)閉、PRHRS換熱能力和堆芯衰變熱的降低而波動,但已遠低于峰值壓力。在CMT因冷段溫度低-2啟動后,主泵出口壓力因穩(wěn)壓器水裝量的上升而增加。隨著操縱員開啟壓力容器上封頭排放閥,穩(wěn)壓器水位快速降低,主泵出口壓力隨之下降。在CMT向堆芯注水期間,主泵出口壓力明顯上升,但始終低于反應(yīng)堆緊急停堆前的壓力峰值。PRHRS的自然循環(huán)流量因CMT注入冷的含硼水導(dǎo)致RCS降溫而減弱,其換熱能力隨之降低。當(dāng)PRHRS的換熱能力降低至低于堆芯衰變熱產(chǎn)生速率時,RCS將升溫。隨著冷卻劑溫度的上升,PRHRS換熱能力有所回升。最終PRHRS排出熱量與衰變熱相匹配,堆芯衰變熱可以被持續(xù)導(dǎo)出。瞬態(tài)過程中主泵出口壓力峰值17.88MPa,低于限值18.84MPa。

表7給出了工況B的事件序列,圖14—圖17分別給出了該工況的下列參數(shù)曲線:

(1)冷卻劑系統(tǒng)平均溫度;

(2)主泵出口壓力;

表7 卻劑系統(tǒng)超壓分析 (交流電無效工況B)事件序列Table 7 Accident Sequence of analysis for overpressure of RCS(case B)

(3)穩(wěn)壓器水位;

(4)堆芯熱功率與PRHR熱功率。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓分析的結(jié)果表明,對于交流電有效和無效兩種工況,主泵出口壓力峰值均出現(xiàn)在停堆整定值到達之前,所以是否考慮喪失廠外交流電對冷卻劑系統(tǒng)超壓無影響。

圖14 冷卻劑系統(tǒng)平均溫度Fig.14 Average temperature of RCS

圖15 主泵出口壓力Fig.15 Pressure of reactor coolant pump’s outlet

圖16 穩(wěn)壓器水位Fig.16 Water-level of pressurizer

圖17 堆芯熱功率和PRHRS熱功率Fig.17 Thermal-power of core and PRHRS

4.3 短期DNBR分析

用于評價最小DNBR的工況用修正的熱工設(shè)計方法 (RTDP)進行分析,其初始堆芯功率、反應(yīng)堆冷卻劑溫度、穩(wěn)壓器壓力假設(shè)為滿功率下的名義值。初始參數(shù)的誤差用統(tǒng)計法在DNBR的設(shè)計限值中考慮。

DNBR計算采用的堆芯熱流密度為FACTRAN輸出得到熱通道與平均通道的最大值,軸向功率分布采用1.61余弦分布。

由于最小DNBR發(fā)生在控制棒下落后汽輪機停機之前,所以由汽輪機停機引起的電網(wǎng)擾動不會影響最小DNBR。無需分交流電有效和無效工況進行計算。

計算得到的最小DNBR為2.13,高于限值。表8給出了短期DNBR分析的事件序列。

表8 短期DNBR分析事件序列Table 8 Accident Sequence of short-termcase for DNBR analysis

5 結(jié) 論

本文對先進三代核電廠AP1000的喪失正常給水事故,采用保守的假設(shè)分別從穩(wěn)壓器滿溢、冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性和燃料元件的完整性三個方面進行了分析評價。結(jié)果表明,事故后無論是交流電有效還是交流電無效工況,操縱員開啟反應(yīng)堆壓力容器上封頭排放閥以及PRHRS的運行足以防止通過穩(wěn)壓器安全閥排水;反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和堆芯的完整性能夠保證;PRHRS有足夠能力長期帶出堆芯衰變熱。核電廠的設(shè)計能夠滿足安全準(zhǔn)則。

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