AP1000核電廠喪失主給水ATWS事故CMT注射分析

廖 亮，周全福

（上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233）

堆芯補(bǔ)水箱（CMT）是AP1000核電廠非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）的重要組成部分。兩個CMT均位于安全殼內(nèi)稍高于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）環(huán)路標(biāo)高的位置，內(nèi)部貯有濃硼水。對于發(fā)生的非LOCA（喪失冷卻劑事故）事件，當(dāng)正常補(bǔ)給系統(tǒng)不可用或補(bǔ)水不足時，CMT對RCS提供補(bǔ)給和硼化；對于發(fā)生的LOCA事件，CMT提供相對高流量的安注［1］。在通常情況下，當(dāng)主泵開啟時，CMT即使被觸發(fā)，也不能注入堆芯。然而，在某些事故工況下，即使主泵開啟，CMT也可能注入，這是值得研究的問題，它將直接影響事故進(jìn)程，以及事故的分析結(jié)果。因此，確定CMT的注入能否成功，對核電廠的安全分析有著重要的意義。

對于喪失主給水未能實現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）事故，參考文獻(xiàn)［2］使用美國西屋公司的系統(tǒng)程序LOFT4AP2.0.1進(jìn)行了計算分析，此程序是西屋公司系統(tǒng)分析程序LOFTRAN適用于非能動核電廠的版本，已被美國核管會批準(zhǔn)用于核電廠取證的事故分析［3］。分析結(jié)果顯示，在該事故下，即使主泵持續(xù)運行，CMT在觸發(fā)一段時間后依然可成功注射。這一結(jié)論與通常情況下頗為不同。本文為驗證LOFT4AP2.0.1程序計算結(jié)果的正確性，應(yīng)用壓水堆核電廠通用系統(tǒng)程序RELAP5 MOD3.1對AP1000核電廠喪失主給水ATWS事故進(jìn)行計算分析，并找出CMT能成功注入的根本原因。

1 CMT注射原理分析

CMT通過1根注射出口管線和1根壓力平衡入口管線分別與RCS相連。壓力平衡管線與冷管段的頂部連接且一直向上延伸至CMT入口的高點。CMT底部的出口管線連接到壓力容器直接注入（DVI）管線以完成向反應(yīng)堆堆芯的安全注入，DVI連接到反應(yīng)堆壓力容器的下降段環(huán)腔。安保信號打開CMT出口管線上的兩個并聯(lián)閥門，使CMT與RCS連通（圖1）。非能動安全系統(tǒng)的采用極大地降低了人因失誤發(fā)生的可能性，大幅提高了系統(tǒng)運行的可靠性，并取消了安全級的交流應(yīng)急電源。

CMT為非能動部件，由于CMT內(nèi)充滿冷水，其注射驅(qū)動力由重力產(chǎn)生，即CMT頂部至DVI管線的冷水重力減去平衡管線中水的重力：

圖1 AP1000堆芯補(bǔ)水箱布置示意圖Fig.1 Schematic diagram of AP1000CMT

冷卻劑從冷段平衡管線處流至壓力容器下降段DVI口處的阻力，包括冷管段沿程阻力和壓力容器入口局部阻力。認(rèn)為冷段平衡管線處和下降段的冷卻劑密度相等，根據(jù)伯努利方程有：

式中：p為壓力；ρ為密度；h為高度；v為流速；g為重力加速度；L為冷段從平衡管線至壓力容器入口的長度；D為冷段直徑；K1為沿程阻力系數(shù)；K2為壓力容器入口局部阻力系數(shù)；下標(biāo)DVI為壓力容器下降段DVI注入口處，CL為冷段平衡管線處，CMT為堆芯補(bǔ)水箱頂部。

當(dāng)AP1000核電廠正常運行時（主泵開啟），可求得CMT注入驅(qū)動壓力pqd＝31.05kPa，而冷卻劑從冷管段進(jìn)入下降段時流速變小，產(chǎn)生較大的正恢復(fù)壓降（動能項），因此pDVI大于pCL，求得pDVI－pCL＝95.68kPa（即CMT注入需克服的阻力）。可見驅(qū)動力較注入阻力小得多，此時，CMT即使被觸發(fā)，也不能注入。

2 事故模擬和假設(shè)條件

假設(shè)在滿功率條件下4.0s時發(fā)生喪失主給水事故，并假設(shè)啟動給水失效。根據(jù)達(dá)到停堆信號定值，運行蒸汽旁排來控制RCS溫度。因蒸汽旁排的投入會導(dǎo)致二次側(cè)水更快的損耗，故此假設(shè)是保守的。同時也會造成二次側(cè)的降壓。喪失主給水的結(jié)果使蒸汽發(fā)生器（SG）水位快速下降，并達(dá)到寬量程低－低水位整定值，將會觸發(fā)反應(yīng)堆停堆信號，但本分析中假定反應(yīng)堆停堆信號無效，不模擬控制棒和停堆棒的插入。事故由一、二次側(cè)的安全閥開啟（超壓保護(hù)）和2臺CMT中的1臺投入來緩解。假定非能動余熱排出系統(tǒng)（PRHRS）無效，穩(wěn)壓器加熱器有效，穩(wěn)壓器噴淋無效。其它初始條件列于表1。

表1 計算初始條件Table 1 Initial conditions

3 計算結(jié)果和討論

在喪失主給水ATWS事故后，時間序列列于表2。AP1000核電廠響應(yīng)曲線示于圖2。

在喪失主給水后，由于蒸汽持續(xù)流至汽機(jī)，二次側(cè)水裝量迅速下降（圖2a）。反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度（圖2b）和壓力（圖2c）由于一、二次側(cè)間傳熱減少而迅速上升。堆芯冷卻劑平均溫度上升導(dǎo)致冷卻劑密度下降，而慢化劑負(fù)反饋使反應(yīng)堆功率下降（圖2d），同時，穩(wěn)壓器會發(fā)生向內(nèi)波動并使穩(wěn)壓器水容積增加，約118s時發(fā)生滿溢。

62s時達(dá)到SG寬量程低水位停堆整定值。假設(shè)反應(yīng)堆停堆無效而汽機(jī)停機(jī)有效，保守假設(shè)停堆信號觸發(fā)后延遲2s停機(jī)。在汽機(jī)停機(jī)后，SG壓力立即迅速上升（圖2e），但由于蒸汽旁排立即投入，壓力未達(dá)到安全閥開啟定值。達(dá)到SG寬量程低水位停堆整定值后延遲7s，2臺CMT之一開始投入，但實際注入時間卻較晚，約在432s（圖2f）。

表2 事故序列Table 2 Accident process

圖2 AP1000核電廠響應(yīng)曲線Fig.2 Response curves of AP1000nuclear power plant

上述分析指出，通常情況下，當(dāng)主泵開啟時，CMT即使被觸發(fā)，也不能注入。而在喪失主給水ATWS事故下，主泵始終運行，CMT開啟后的相當(dāng)長一段時間內(nèi)同樣不能注入，但在432s時，CMT卻開始能夠注入，這與西屋公司LOFT4AP2.0.1程序的計算結(jié)果大致吻合（圖2f）。

CMT的開始注入與其驅(qū)動壓力及注入阻力的變化有必然關(guān)系。按式（1）可計算事故發(fā)展過程中，CMT的注射驅(qū)動壓力，由RELAP5程序可計算事故過程中的pDVI和pCL，由此可計算注入阻力。圖3示出了CMT的驅(qū)動壓力和注入阻力的比較?？煽吹?，隨著事故的發(fā)展，注入需克服的壓力逐漸減小，而432s之前，CMT的驅(qū)動壓力緩慢增加，432s之后，驅(qū)動壓力急速上升，這正是導(dǎo)致432s時CMT注入流量急速上升的原因。

圖3 CMT驅(qū)動壓力與需克服壓力的比較Fig.3 Comparison between drive force and resistance of CMT injection

分析CMT驅(qū)動壓力增加及注入需克服壓力減小的原因為：喪失主給水后，一、二次側(cè)傳熱減小，堆芯冷卻劑溫度迅速升高，冷卻劑平均密度降低，并最終達(dá)到飽和狀態(tài)，從176s開始，冷卻劑中開始含汽（圖4），冷卻劑平均密度進(jìn)一步降低，使得由于冷卻劑從冷管段進(jìn)入下降段流速變慢而產(chǎn)生的正恢復(fù)壓降減小，從式（2）也可看出，CMT注入需克服的壓力與冷段冷卻劑密度ρCL成正比，因此，它隨著冷卻劑平均密度降低而降低；另一方面，由于冷段的含汽冷卻劑逐漸進(jìn)入CMT平衡管線，使得式（1）中右邊第2項減小，當(dāng)冷段含汽冷卻劑大量進(jìn)入平衡管線時，CMT驅(qū)動壓力便迅速增加，CMT逐漸轉(zhuǎn)為以蒸汽補(bǔ)償模式運行。CMT注射的驅(qū)動壓力和注入阻力的此消彼長，最終導(dǎo)致了在主泵持續(xù)運行時，CMT同樣可成功注入的這一特殊現(xiàn)象。

圖4 冷管段的含汽量Fig.4 Void content of cold leg

4 結(jié)論

本文應(yīng)用壓水堆核電廠通用系統(tǒng)程序RELAP5MOD3.1對AP1000核電廠喪失主給水ATWS事故進(jìn)行了計算分析，計算結(jié)果與西屋公司LOFT4AP2.0.1程序的計算結(jié)果基本一致。結(jié)果顯示，在喪失主給水ATWS事故下，即使主泵持續(xù)運行，第432s時，CMT也能夠注入，這一現(xiàn)象與通常事故狀態(tài)下有所不同。CMT可成功注入的原因是因為喪失主給水后，由于反應(yīng)堆停堆失效，一、二次側(cè)間傳熱減少，導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度上升，密度降低，最后至飽和狀態(tài)，冷卻劑含汽使冷段冷卻劑平均密度進(jìn)一步降低，使得CMT的注射驅(qū)動壓力升高，而需克服的阻力減小，隨著冷卻劑含汽量的增加，驅(qū)動力最終超過注射阻力，CMT成功注入。

［1］林誠格，郁祖盛.非能動安全先進(jìn)核電廠AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008.

［2］鄭堯瑤，徐珍.用于支持PSA成功準(zhǔn)則的ATWS敏感性研究［R］.上海：上海核工程研究設(shè)計院，2009.

［3］LOFTRAN code description， WCAP－7907－P－A［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Company LLC.，1984.