黃樹亮，楊長江，詹經(jīng)祥，方 俊，馬秀歌，鄭云濤

（中國核電工程有限公司，北京 100084）

應(yīng)急操作規(guī)程（EOP）是在電廠應(yīng)急運行時指導(dǎo)操縱員操作的導(dǎo)則，用于防止事故后堆芯發(fā)生損傷，對核電廠的安全性非常重要。作為我國自主研發(fā)的先進(jìn)三代核電機型，“華龍一號”采用目前國際最為先進(jìn)的征兆導(dǎo)向法事故處理規(guī)程（SEOP）。由于該規(guī)程尚未在國內(nèi)現(xiàn)有百萬千瓦級壓水堆機組應(yīng)用，加上“華龍一號”機型“能動 + 非能動”的設(shè)計理念以及區(qū)別于傳統(tǒng) M310堆型的電廠系統(tǒng)與設(shè)備參數(shù)，規(guī)程開發(fā)工作有較高難度。根據(jù) IAEA指導(dǎo)文件要求以及我國HAD103/01的具體規(guī)定，在規(guī)程的開發(fā)過程中，應(yīng)進(jìn)行大量熱工水力支持性分析工作，用于規(guī)程操作策略的制定與優(yōu)化、定值確定與驗證等相關(guān)工作。

1 設(shè)計思路及理念

1.1 SEOP熱工水力符合性計算總體思路

HAD103/01第7.2.5節(jié)明確指出，“征兆導(dǎo)向的應(yīng)急運行規(guī)程采用正式確定并優(yōu)先排列主要關(guān)鍵安全功能的方法，能夠解決事件導(dǎo)向方法的某些局限。在征兆導(dǎo)向規(guī)程中，應(yīng)根據(jù)核動力廠系統(tǒng)的征兆和狀態(tài)（如安全參數(shù)值和關(guān)鍵安全功能）來決定事件的響應(yīng)措施”。SEOP熱工水力符合計算工作的總體思路是采用“華龍一號”機型的實際參數(shù)，使用概率論、確定論和正確的工程判斷相結(jié)合的方法，確定可能威脅核電廠放射性屏障與關(guān)鍵安全功能的重要事件序列，分析這些事件序列可能出現(xiàn)的過程現(xiàn)象，并使用RELAP5程序建立“華龍一號”機組的計算分析模型，對與六大關(guān)鍵安全功能相關(guān)的各種疊加事故的緩解措施進(jìn)行分析計算，以驗證和評估該緩解策略的有效性。征兆導(dǎo)向事故規(guī)程中功能恢復(fù)策略的熱工水力分析的研究內(nèi)容包含導(dǎo)則策略的修改、定值的分析及導(dǎo)則的驗證等。圖 1給出規(guī)程開發(fā)過程中熱工水力支持性分析流程。

圖1 征兆導(dǎo)向事故規(guī)程熱工水力支持性分析計算流程Fig.1 Procedure of thermal and hydraulic calculation of SEOP

2 導(dǎo)則需求審查及程序模型

2.1 導(dǎo)則框架與計算需求審查

SEOP熱工水力計算的上游文件是總體專業(yè)提供的導(dǎo)則框架與計算需求文件。熱工專業(yè)首先對總體專業(yè)提交的36份導(dǎo)則框架與36份計算需求文件進(jìn)行了詳細(xì)的審查，并通過 TC系統(tǒng)內(nèi)部接口傳遞的方式進(jìn)行計算需求審查意見回復(fù)。

2.2 程序建模以及模型的驗證

熱工水力專業(yè)在以往的工程設(shè)計任務(wù)中，依托秦山二期、福清等核電項目一級PSA熱工水力計算項目，采用了RELAP5程序建立了兩環(huán)路電廠、M310堆型等各電廠的程序模型，這些模型成熟完善，適用性廣泛?！叭A龍一號”核電機組采用“能動 + 非能動”的設(shè)計理念，其主回路系統(tǒng)、安全系統(tǒng)等設(shè)計特點與以往M310均有較大區(qū)別，尤其是二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)（PRS），采用非能動自然循環(huán)運行模式，其程序模擬過程十分復(fù)雜，需要不斷修改調(diào)試。

熱工專業(yè)采用RELAP5程序?qū)Α叭A龍一號”機型主要系統(tǒng)及設(shè)備建立了計算模型，同時，為保證本研究項目中建立的RELAP5程序模型的有效性與合理性，中國核電工程有限公司（簡稱中核工程）于2016年4月份開始執(zhí)行與意大利 NINE公司的事故規(guī)程熱工水力模型的開發(fā)與提升項目。NINE公司采用目前國際上較為先進(jìn)的建模方法，在節(jié)點尺度、水力學(xué)部件設(shè)置、Slice切片劃分技術(shù)等方面對工程公司的程序模型進(jìn)行了提升。公司對 NINE提交的模型與分析報告進(jìn)行了詳細(xì)的審查與對比分析計算。以大破口失水事故為例，圖2、圖3給出了NINE與CNPE的計算對比情況。結(jié)果表明CNPE建立的RELAP5程序模型是合理準(zhǔn)確的，滿足“華龍一號”事故規(guī)程開發(fā)中熱工水力支持性分析工作。

圖2 一回路壓力Fig.2 Pressure of the primary circuit

3 SEOP功能恢復(fù)策略FRGs序列計算

圖3 破口流量Fig.3 Break flow

“華龍一號”SEOP規(guī)程包含E、F、ECA以及EDF四個主要大類，根據(jù)分工，中核工程負(fù)責(zé)F、ECA、EDF三大類中共計29本導(dǎo)則的符合性計算。相對來說ECA、SDF導(dǎo)則較為簡單，本文不再贅述，下面主要以及F導(dǎo)則為例進(jìn)行詳細(xì)說明。F導(dǎo)則的準(zhǔn)確含義是功能恢復(fù)策略 FRGs，如圖 4所示，主要處理的是與六大關(guān)鍵安全功能相關(guān)的各種疊加事故[1]。分別對應(yīng)FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本導(dǎo)則，現(xiàn)在逐一進(jìn)行說明。

圖4 核電廠放射性屏障與六大關(guān)鍵安全功能Fig.4 Radioactivity barrier and six key safety functions of nuclear power plant

3.1 FR-S導(dǎo)則

FR-S導(dǎo)則對應(yīng)于六大關(guān)鍵安全功能中次臨界度相關(guān)的功能恢復(fù)導(dǎo)則，由2份導(dǎo)則構(gòu)成，分別是“FR-S.1裂變功率產(chǎn)生/ATWS響應(yīng)”[2]和“FR-S.2失去停堆裕度響應(yīng)”。FR-S.1功能恢復(fù)導(dǎo)則主要用于未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）以及關(guān)鍵安全功能“次臨界度”未能完全滿足的工況的緩解和恢復(fù)。FR-S.2功能恢復(fù)導(dǎo)則為獲得適當(dāng)?shù)耐６焉疃忍峁┎僮髦噶?。FR-S.1是 FR-S系列導(dǎo)則的核心，對ATWS事故的分析是驗證導(dǎo)則策略是否適當(dāng)?shù)年P(guān)鍵。對于 FR-S.1導(dǎo)則，選取喪失主給水ATWS和喪失廠外電ATWS作為始發(fā)事件。表1給出喪失主給水ATWS操作員執(zhí)行相關(guān)動作的事件序列。計算分析結(jié)果表明，F(xiàn)R-S.1導(dǎo)則的策略是適當(dāng)?shù)?，如果反?yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)的自動動作都能成功地被觸發(fā)，則這兩個ATWS瞬態(tài)都能成功地得到緩解。

表1 事件序列Table 1 Accident sequence

3.2 FR-C導(dǎo)則

FR-C導(dǎo)則對應(yīng)于六大關(guān)鍵安全功能中堆芯冷卻功能恢復(fù)導(dǎo)則，包括FR-C.1堆芯冷卻惡化響應(yīng)、FR-C.2堆芯冷卻不足響應(yīng)、FR-C.3堆芯冷卻飽和響應(yīng)三份導(dǎo)則。FR-C導(dǎo)則熱工水力分析重點分析了FR-C.1三個主要操作策略以及 FR-C.2中的二回路受控降壓策略。FR-C.1導(dǎo)則為堆芯冷卻惡化事故時的恢復(fù)提供操作指令，堆芯冷卻惡化主要是由于一回路冷卻劑裝量減少或堆芯部分裸露。FR-C.1導(dǎo)則選取了有包絡(luò)性、代表性的選擇冷段小破口做事故譜分析，分別分析了 15 mm、25 mm、50 mm、75 mm疊加喪失中壓安注作為計算工況，計算結(jié)果如表 2所示。FR-C.2導(dǎo)則由一回路喪失冷卻劑引起的導(dǎo)致部分堆芯裸露，堆芯可能處于飽和或者過熱狀態(tài)。該導(dǎo)則由"堆芯冷卻"關(guān)鍵安全功能狀態(tài)樹FR-0.2的橙燈工況進(jìn)入，入口條件為堆芯出口過冷度小于20 ℃并且堆芯出口熱電偶溫度超過 355 ℃。計算分析了二回路受控降壓分析，二回路以 100 ℃/h降溫降壓的工況。

表2 事件序列Table 2 Accident sequence

3.3 FR-H導(dǎo)則

FR-H導(dǎo)則對應(yīng)于六大關(guān)鍵安全功能中二次熱阱相關(guān)的功能恢復(fù)導(dǎo)則，包含F(xiàn)R-H.1失去二次熱阱響應(yīng)、FR-H.2蒸汽發(fā)生器超壓響應(yīng)、FR-H.3蒸汽發(fā)生器高水位響應(yīng)、FR-H.4失去正常蒸汽排放能力響應(yīng)、FR-H.5蒸汽發(fā)生器低水位響應(yīng)。其中FR-H.1是FR-H系列導(dǎo)則中的核心。根據(jù)其入口條件，選取核電廠功率運行工況發(fā)生喪失全部給水事故作為始發(fā)事件。

核電廠在發(fā)生喪失全部給水事故后，如果操作員不進(jìn)行任何操作，二次側(cè)蒸汽發(fā)生器失去全部給水之后，二次側(cè)排熱能力下降，反應(yīng)堆冷卻劑溫度上升，穩(wěn)壓器壓力、水位上升。當(dāng)穩(wěn)壓器壓力升至16.6 MPa，第一個SEBIM閥開啟、卸壓，壓力降低，SEBIM閥回座，如此循環(huán)。隨后蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸干，一次側(cè)升溫加快，之后堆芯頂部開始裸露，燃料包殼開始升溫，直到堆芯損傷。根據(jù)FR-H.1導(dǎo)則操作策略，在發(fā)生核電廠喪失全部給水之后，操縱員應(yīng)首先嘗試恢復(fù)給水，如果二次側(cè)給水恢復(fù)失敗，首先應(yīng)自動或手動投入 PRS系統(tǒng)?！叭A龍一號”設(shè)置的PRS系統(tǒng)啟動之后，能夠有效帶走堆芯余熱，并且可以維持較長時間內(nèi)的堆芯安全，如圖 5、圖 6所示。如果事故后恢復(fù)二次側(cè)給水與PRS投運均失敗，操作員應(yīng)根據(jù)FR-H.1導(dǎo)則對一次側(cè)執(zhí)行充—排操作。

圖5 一次側(cè)與二次側(cè)壓力Fig.5 Pressure of the primary and secondary sides

3.4 FR-P導(dǎo)則

FR-P導(dǎo)則的作用是引導(dǎo)操作員進(jìn)行必要的操作，降低壓力受到意外（快速降溫）或預(yù)期（低速降溫）受壓熱沖擊而破損失效的風(fēng)險，維持一回路壓力邊界的完整性。一般來說，應(yīng)通過適當(dāng)操作將主回路帶入相對低壓—高溫區(qū)域。按照“停止/控制主回路降溫速率”“快速降低主回路壓力”“主回路壓力的精確控制”“保持主回路冷卻劑溫度的長時間穩(wěn)定，通過金屬熱傳導(dǎo)消除壓力容器金屬內(nèi)外壁的額外熱應(yīng)力?！钡葞讉€步驟來進(jìn)行操作。在導(dǎo)則中可以采用的緩解手段包括蒸汽發(fā)生器/余熱系統(tǒng)排熱能力控制，停運安注/上充流量，下泄流量/穩(wěn)壓器噴淋/穩(wěn)壓器卸壓閥以及對主回路浸泡等方式。圖7給出降溫速率大于與低于56 ℃/h時的主回路P-T圖曲線。

圖6 堆芯溫度Fig.6 Core temperature

圖7 主回路冷段P-T圖Fig.7 Pressure and temperature of the primary side

3.5 FR-Z導(dǎo)則

FR-Z導(dǎo)則主要包括FR-Z.1安全殼高壓響應(yīng)、FR-Z.2安全殼水淹響應(yīng)、FR-Z.3安全殼高放射性響應(yīng)。FR-Z.1主要考慮安全殼隔離、壓力限制以及殼內(nèi)氫氣濃度控制。在堆芯冷卻不充分的工況下，可能產(chǎn)生大量氫氣，其濃度若過高，需向電廠相關(guān)部門通報安全殼內(nèi)的氫氣濃度，以采取相應(yīng)措施，避免氫氣燃爆的風(fēng)險。FR-Z.2導(dǎo)則用于安全殼水位超過事故正常水位情況下的處理策略。在安全殼地坑水位高于設(shè)計容許水位時，檢查所有可能的意外地坑水來源，并在允許時將其隔離，并確保電廠安全停堆的關(guān)鍵系統(tǒng)、部件和儀表等均布置在設(shè)計容許水位之上。FR-Z.3導(dǎo)則提供的操作指令主要包括確認(rèn)安全殼 A階段和 B階段隔離，投入安全殼大氣監(jiān)測系統(tǒng)去除殼內(nèi)放射性以及向技術(shù)支持中心通報安全殼放射性水平。圖8給出FR-Z.1導(dǎo)則中安全殼壓力響應(yīng)計算曲線。

圖8 安全殼壓力Fig.8 Containment pressure

3.6 FR-I導(dǎo)則

FR-I導(dǎo)則主要包括FR-I.1穩(wěn)壓器高水位響應(yīng)、FR-I.2穩(wěn)壓器低水位響應(yīng)、FR-I.3壓力容器汽腔響應(yīng)。FR-I.1導(dǎo)則為事故情況下穩(wěn)壓器出現(xiàn)高水位時，將穩(wěn)壓器水位恢復(fù)到正常范圍提供操作指令是，其主要策略是建立上充和下泄；降低穩(wěn)壓器壓力；投入穩(wěn)壓器電加熱器，并控制上充和下泄流量以建立穩(wěn)壓器汽腔。圖9、圖10給出FR-I.1導(dǎo)則計算中穩(wěn)壓器壓力與穩(wěn)壓器電加熱器功率曲線。FR-I.2導(dǎo)則為事故情況下穩(wěn)壓器出現(xiàn)低水位時，操縱員恢復(fù)一回路水裝量提供操作指令，其主要策略是確認(rèn)下泄隔離并建立上充流量；增大上充流量或建立安注流量。FR-I.3導(dǎo)則為壓力容器上封頭出現(xiàn)汽腔，操縱員判斷必須清除汽腔時提供操作指令，其主要策略是建立上充和下泄；反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)升壓以使氣泡凝結(jié)；啟動一臺主泵以使氣泡凝結(jié)；壓力容器排氣。

圖9 穩(wěn)壓器壓力Fig.9 Pressure of the pressurizer

圖10 穩(wěn)壓器電加熱器功率Fig.10 Power of the pressurizer heater

4 結(jié)論

“華龍一號”征兆導(dǎo)向事故規(guī)程熱工水力分析研究工作具有系統(tǒng)全面的特點，為“華龍一號”核電廠事故規(guī)程的開發(fā)提供了強有力的技術(shù)支持與設(shè)計輸入，圓滿完成了福清5、6號機組規(guī)程開發(fā)工作。在本項工作中確立的事故規(guī)程熱工水力支持性分析計算的工作流程有效、實用，填補了國內(nèi)該領(lǐng)域的空白，能夠為后續(xù)類似工作提供技術(shù)指導(dǎo)與范例。