AP1000核電廠IRWST低壓安注性能研究

肖三平，錢 輝，吳 昊，陳樹山

（深圳中廣核工程設計有限公司 上海分公司，上海 200241）

核電廠失水事故后期的堆芯長期冷卻能力歷來是核安全關(guān)注的重點。AP1000核電廠依靠安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）的重力注射為堆芯提供長期冷卻，IRWST 作為三大安注水源之一，在破口及自動卸壓系統(tǒng)（ADS）閥卸壓后，依靠重力向反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）提供低壓安注，排出堆芯衰變熱與RCS顯熱。文獻［1］采用WCOBRA／TRAC 程序?qū)P1000核電廠冷卻劑喪失事故（LOCA）的堆芯長期冷卻進行了分析，驗證了AP1000的長期冷卻能力足以帶出堆芯衰變熱和金屬顯熱。

本文基于AFT Fathom 程序?qū)RWST的注入系統(tǒng)進行詳細建模，采用一系列保守假設，分析AP1000核電廠在壓力容器直接注入管線（DVI）雙端斷裂工況下事故后期的安全注射能力。

1 計算方法

在AP1000核電廠破口事故的后期，需IRWST進行安全注射。本文選擇壓力容器直接注入管線斷裂事故作為計算工況。因該事故下IRWST注入最早，因此要求帶走的RCS的熱量最大。此外，由于一列安注管線失效，IRWST排空時間最早，對其流量要求最嚴格。若此工況下IRWST 與安全殼再循環(huán)的流量能滿足要求，則足以證明其安注能力可保證在其他事故工況下也能滿足要求。

本文首先根據(jù)堆芯衰變熱和金屬顯熱計算要求的IRWST 與安全殼再循環(huán)流量。然后根據(jù)文獻［2］給出的RCS壓力作為邊界條件，利用AFT Fathom 程序計算實際的IRWST 與安全殼再循環(huán)流量。最后將實際計算值與要求值進行比較，驗證IRWST 的注入流量是否滿足帶走熱量的要求。

2 AFT Fathom 模型

AFT Fathom 程序是一款一維流體計算軟件，能詳細模擬流體系統(tǒng)的各種管部件，在能源電力、汽車、航空等行業(yè)有著廣泛的應用。

IRWST 是一個不銹鋼大容器水箱，位于安全殼運行平臺之下，其底部高于RCS環(huán)路的標高。在事故中，當RCS足夠卸壓以后，箱內(nèi)的含硼水就可在重力的作用下注入RCS，IRWST在正常工況下，其水位和壓力與安全殼內(nèi)環(huán)境壓力和溫度一致。AP1000 核電廠IRWST有兩個獨立的注入系列，每列均通過DVI與RCS壓力容器相連。在每列注入管線上，為提高可靠性，并聯(lián)1條支路，支路上分別設置1個止回閥和爆破閥。在止回閥的上游，地坑再循環(huán)注射管線與之相連，同樣，地坑再循環(huán)注射管線也有兩列，每列均與IRWST 注射管線相連。

IRWST 有兩個獨立的注射系列，但并不是每一列的阻力均相等，本文假定阻力較小的一個系列發(fā)生破裂，并假定破口位于IRWST水箱與第1個閥門之間，這樣，通過破口流失的IRWST 的水裝量最大化，IRWST 水位下降更快，IRWST 向堆芯注射的能力更低。因此，在AFT Fathom 模型中，重點對阻力較大的一列進行建模，IRWST 與安全殼再循環(huán)子系統(tǒng)的模型如圖1所示。

3 事故主要假設

為使得計算保守，本文進行一系列假設使得IRWST 的注射能力最低，主要假設如下。

1）通過安全殼冷凝的冷卻劑不再返回IRWST，而是直接流入地坑，在AP1000 核電廠破口事故中，通過破口和ADS排放的流量含汽率接近100%［1］，這些蒸汽通過鋼制安全殼冷卻后凝結(jié)成水，然后通過環(huán)繞安全殼四周的返回槽進入IRWST，而本文假定這些流量不再進入IRWST，極大地降低了IRWST 的注射能力；

圖1 IRWST 與安全殼再循環(huán)子系統(tǒng)的模型Fig.1 Model of IRWST and containment circulation system

2）注射系列發(fā)生單一故障（阻力較小支路上的1個爆破閥由于某種原因無法打開），本文假定IRWST 兩個系列中，阻力較小的一個系列發(fā)生雙端斷裂，僅剩下阻力較大的一個系列進行注射，而阻力較大的一個系列中，又分兩個分支，因此，為使得計算保守，本文還假定兩個分支中阻力較小的一支由于某種原因失效，進一步降低了IRWST 向RCS的注射能力；

3）安全殼地坑水無法通過破口進入堆芯，本假設比文獻［1］保守，在文獻［1］中，通過破口DVI進入堆芯的流量約60%，而本文假定通過破口進入堆芯的流量為零；

4）IRWST 內(nèi)水的溫度為對應壓力下的飽和溫度，IRWST 水溫越高，對IRWST 的注射流量要求越大；

5）事故發(fā)生時，反應堆壓力容器內(nèi)的冷卻劑通過破口排放，IRWST 內(nèi)的水也通過破口排放，且破口處的壓力為大氣壓，進一步降低了IRWST 向RCS的注射能力；

6）AP1000核電廠ADS1～3級的排放對IRWST 的水位沒有影響；

7）反應堆壓力容器的壓力保守地取最大值；

8）事故發(fā)生后1 200s，IRWST 開始向反應堆壓力容器注射，根據(jù)文獻［2］，IRWST 的連續(xù)注射開始時間為1 796s，遠超1 200s，因此該假設是保守的；

9）反應堆衰變熱因子取保守值。

4 計算結(jié)果

IRWST 注入流量、安全殼再循環(huán)流量、要求的安注流量等參數(shù)的變化示于圖2～6。

圖2 DVI雙端斷裂工況下完好IRWST 注入流量Fig.2 Intact IRWST inject flow rate of DVI break

圖3 安全殼再循環(huán)注入的流量Fig.3 Containment circulation inject flow rate

圖4 DVI雙端斷裂工況下完好DVI注入流量Fig.4 Intact DVI inject flow rate of DVI break

圖5 IRWST 水位Fig.5 Liquid level of IRWST

圖6 IRWST 通過破口排放的流量Fig.6 Break flow rate of IRWST

圖2示出了IRWST 的注入流量。由圖2、5可知，隨著破口的持續(xù)排放以及向RCS的注入，IRWST 水位不斷下降，注入流量也隨之降低。水位下降到2.134m（7ft）時（約4 500s），IRWST 低-3液位信號開啟安全殼再循環(huán)爆破閥，安全殼再循環(huán)開始啟動。由于IRWST 沒有后續(xù)流量補充（計算中未考慮回流槽等水源的補充），安全殼再循環(huán)建立后，IRWST 的注入停止。

圖3示出安全殼再循環(huán)注入的流量。約4 500s時，IRWST 低-3 水 位 信 號 觸 發(fā) 安 全 殼再循環(huán)爆破閥開啟。此時，安全殼再循環(huán)開始建立穩(wěn)定的流量。

圖4示出DVI的總注入流量與要求注入流量對比。由圖4可知，在IRWST 注入初期，其注射流量遠遠大于要求流量，說明IRWST的設計裕量很大，IRWST 通過破口不斷向安全殼損失流量，通過DVI不斷向RCS 注入流量，隨著時間的推移，IRWST 水位不斷下降，其注射能力越來越低，但仍能滿足堆芯衰變熱和金屬顯熱的排熱要求，當IRWST 水位下降到一定值時，安全殼再循環(huán)爆破閥開啟，切換到地坑循環(huán)模式，由圖4可知，地坑循環(huán)的流量也大于當時排出堆芯衰變熱和金屬顯熱的流量要求。因此，在整個瞬態(tài)過程中，IRWST 與安全殼再循環(huán)流量始終大于要求注入的流量。

圖5示出IRWST 水位隨時間的變化。由于破口流量的持續(xù)排出和完好DVI的持續(xù)注入，IRWST水位不斷下降，約4 500s時，IRWST低-3水位觸發(fā)安全殼再循環(huán)爆破閥開啟，安全殼再循環(huán)開始建立。此時，IRWST 水位不再下降。

圖6示出IRWST 通過破口流出的流量。由于破口背壓較?。?.01×105Pa），且未考慮排放口處安全殼水位對破口排放的影響，因此破口流量一直很大。IRWST 水位與安全殼水位一致時，破口流量為零。

5 敏感性分析

在計算中發(fā)現(xiàn)，如果ADS出口的含汽率越高，則通過IRWST 注入的流量大部分都汽化成蒸汽，則帶出的熱量就多，在同樣大小衰變熱的情況下，所要求的流量就越??；反之，如果ADS出口含汽率越低，則沒有汽化的那部分流量其實并沒有用于帶走衰變熱和顯熱，僅流過堆芯，對帶熱沒有任何貢獻，所有的熱量均依靠汽化的那部分流量帶出，如果汽化的流量占總流量的比率越低，也即含汽率越低，則要求的總流量越大。

因此，ADS出口含汽率對要求流量影響較大，本文對出口含汽率進行了敏感性分析，分別計算了ADS出口含汽率為90%、85%時的流量要求，計算結(jié)果示于圖4。

由圖4可知，出口含汽率為85%時，IRWST的注入流量仍能滿足要求（文獻［1］的出口含汽率接近100%）。

6 結(jié)論

本文采用AFT Fathom 程序計算了IRWST和安全殼再循環(huán)在DVI雙端斷裂工況下的注入特性。采用相當嚴格的保守假設，計算結(jié)果表明，即便發(fā)生最嚴重的單一故障，IRWST和安全殼再循環(huán)的注入能力仍能滿足要求，足夠帶走RCS的熱量，與文獻［1］的計算結(jié)果相符。

對于計算中采用的主要假設（如含汽率），本文也進行了敏感性分析。分析結(jié)果表明，計算結(jié)果是可信的。

［1］ 孫漢虹，程平東，繆鴻興，等.第三代核電技術(shù)［M］.北京：中國電力出版社，2010.

［2］ Westinghouse Electric Company.AP1000design control document，Rev.19［R］.USA：Westinghouse Electric Company，2011.