典型核電廠雙相停堆工況LOCA緩解措施對(duì)比研究

孫 婧，郭 強(qiáng)

（中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840）

核電廠在低功率與停堆工況運(yùn)行下，許多專設(shè)安全設(shè)施觸發(fā)信號(hào)已閉鎖，一些安全系統(tǒng)及設(shè)備已退出運(yùn)行，核電廠預(yù)防及緩解事故的能力存在被削弱的可能。因此，低功率與停堆工況下的事故分析對(duì)核電廠安全性研究具有特殊意義。雙相中間停堆工況是核電廠停堆工況的一種，該工況下反應(yīng)堆已停堆，處于次臨界，安全棒插入下限位，一回路滿水，穩(wěn)壓器在雙相狀態(tài)，但余熱功率仍處于相對(duì)較高的水平。安注信號(hào)因?yàn)镻11和P12允許信號(hào)閉鎖［1］，對(duì)于需要安注注入緩解的事故，核電廠的預(yù)防緩解能力下降。

VVER-1000型反應(yīng)堆為引進(jìn)俄羅斯設(shè)計(jì)堆型，其核電廠各系統(tǒng)設(shè)備與國(guó)產(chǎn)核電廠差異較大。本文選取VVER-1000和二代國(guó)產(chǎn)兩環(huán)路堆型，對(duì)雙相停堆工況下一回路冷段發(fā)生等效直徑為10～100mm 的破口失水事故（LOCA）后，高壓安注失效、操縱員快速降溫、降壓的事故序列進(jìn)行計(jì)算研究。

1 事故簡(jiǎn)述

核電廠在雙相中間停堆工況時(shí)，一回路滿水，穩(wěn)壓器處于雙相狀態(tài)，主泵在運(yùn)行，汽輪機(jī)停運(yùn)，堆芯熱量通過(guò)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)大氣釋放閥帶出［2］。雙相中間停堆工況下，核電廠發(fā)生一回路冷段10～100mm LOCA 后，冷卻劑從破口流失，一回路系統(tǒng)壓力下降，下降的速率主要取決于破口尺寸［3］。若假設(shè)高壓安注失效，對(duì)于最大的破口，一回路壓力可很快降到安注箱、甚至低壓安注投入條件，隨著安注水的注入，堆芯液位回升，燃料包殼在升溫?fù)p壞之前得到有效冷卻，堆芯不會(huì)受損。對(duì)于最小的破口，一回路壓力下降緩慢，冷卻劑喪失也較緩，很長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)堆芯不會(huì)裸露損傷。對(duì)于某些中間尺寸破口情況，由于破口較大，一回路冷卻劑很快喪失，這時(shí)安注水還來(lái)不及補(bǔ)充喪失的冷卻劑，堆芯液位未回復(fù)，燃料包殼溫度可能迅速上升，并超過(guò)驗(yàn)收準(zhǔn)則限值，堆芯受損。

隨著一回路的升溫和壓力下降，飽和裕度逐漸下降，當(dāng)符合條件時(shí)，主泵停運(yùn)以便暫時(shí)緩解冷卻劑更大量的從破口流出。由于事故序列假設(shè)高壓安注失效，需要操縱員根據(jù)規(guī)程手動(dòng)打開二次側(cè)大氣釋放閥，使一回路快速冷卻，一回路降溫的同時(shí)壓力也隨之迅速下降，從而使安注箱、低壓安注及時(shí)注入，迅速補(bǔ)充喪失的冷卻劑，恢復(fù)堆芯液位，以保證堆芯不會(huì)受損。

根據(jù)以上事故進(jìn)程的分析可看出，停泵時(shí)間、安注注入時(shí)間、安注注入流量及大氣釋放閥流量均直接影響操縱員可實(shí)施緩解措施的時(shí)間。此外，計(jì)算時(shí)還要對(duì)破口譜進(jìn)行計(jì)算搜索，找到燃料包殼溫度最快達(dá)到限值的破口尺寸，從而得到操縱員執(zhí)行緩解措施所需的最短時(shí)間窗口，用以作為衡量核電廠在事故條件下安全性的重要指標(biāo)。

2 計(jì)算模型

本文使用RELAP5／MOD3.4程序進(jìn)行熱工水力分析。RELAP5 程序是美國(guó)愛達(dá)荷國(guó)家 工 程 實(shí) 驗(yàn) 室（Idaho National Engineering Laboratory，INEL）于20世紀(jì)80年代開發(fā)的、專門用于核電廠事故分析的大型熱工水力最佳估算程序，可用于事故瞬態(tài)和LOCA 的計(jì)算分析，是目前最常用的核電廠系統(tǒng)熱工水力分析程序之一［4］。本文針對(duì)VVER-1000和兩環(huán)路核電廠的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施和一回路輔助系統(tǒng)分別建模。

根據(jù)ASME 于2001年頒發(fā)的“用于核電廠的概率安全分析標(biāo)準(zhǔn)”中關(guān)于壓水堆堆芯損傷的判據(jù)定義，本文應(yīng)用RELAP5建模，堆芯模型均采用平均棒模型，熱工水力計(jì)算使用的驗(yàn)收準(zhǔn)則為燃料包殼溫度不超過(guò)982 ℃。

雙相停堆工況包含了反應(yīng)堆正常停堆過(guò)程從熱停堆結(jié)束到余熱排出系統(tǒng)（RRA）接入階段，或者反應(yīng)堆啟堆過(guò)程從RRA 剛隔離到進(jìn)入熱停堆階段。VVER-1000的一回路壓力在1.9～15.6MPa之間，冷卻劑平均溫度在150～280 ℃之間；二代國(guó)產(chǎn)兩環(huán)路核電廠的一回路壓力在3.0～13.8 MPa（P11）之間，冷卻劑平均溫度在160～284 ℃（P12）之間。根據(jù)兩種核電廠的現(xiàn)實(shí)工況，應(yīng)用RELAP5程序建模，考慮保守假設(shè)，對(duì)計(jì)算模型進(jìn)行了穩(wěn)態(tài)調(diào)試，計(jì)算結(jié)果列于表1、2。由表1、2 可見，調(diào)試計(jì)算值與設(shè)計(jì)值的相對(duì)誤差在1%以內(nèi)，可以認(rèn)為程序模擬的計(jì)算值是合理、可用的。

參數(shù) 設(shè)計(jì)值 調(diào)試計(jì)算值 相對(duì)誤差／%堆芯衰變熱功率，MW 29.91 29.91 0一回路壓力，MPa 15.6 15.6 0冷卻劑平均溫度，℃ 280 279.43 0.2穩(wěn)壓器水位，m 5.10 5.09 0.2

參數(shù) 設(shè)計(jì)值 調(diào)試計(jì)算值 相對(duì)誤差／%堆芯衰變熱功率，MW 14.15 14.15 0一回路壓力，MPa 13.8 13.8 0冷卻劑平均溫度，℃ 284 284 0穩(wěn)壓器水位，m 3.45 3.44 0.3

VVER-1000和兩環(huán)路核電廠在專設(shè)安全設(shè)施的設(shè)計(jì)容量、觸發(fā)信號(hào)等方面存在諸多差異，據(jù)此給出計(jì)算中的假設(shè)條件（表3）。

針對(duì)要分析的LOCA 序列，對(duì)比VVER-1000和國(guó)產(chǎn)兩環(huán)路核電廠的系統(tǒng)設(shè)計(jì)可發(fā)現(xiàn)：VVER-1000安注箱及低壓安注壓頭較高，容量較大；VVER-1000主泵為根據(jù)信號(hào)自動(dòng)停運(yùn)，兩環(huán)路堆型為手動(dòng)停運(yùn)；VVER-1000的大氣釋放閥全開時(shí)的排放容量相對(duì)較大。

假設(shè)條件VVER-1000 兩環(huán)路核電廠冷段10～100mm 破口 零時(shí)刻 零時(shí)刻主泵切除信號(hào) 一回路冷段飽和裕度低于15 ℃ 堆芯出口飽和裕度小于10 ℃延時(shí)180s主泵停運(yùn)安注信號(hào) 一回路飽和裕度低于10 ℃時(shí)觸發(fā)安注信號(hào)，安注泵延時(shí)30s啟動(dòng)事件P11和P12閉鎖，安注自動(dòng)啟動(dòng)信號(hào)，“穩(wěn)壓器壓力低-低”信號(hào)不再自動(dòng)觸發(fā)安注，高壓安注需由操縱員根據(jù)規(guī)程手動(dòng)啟動(dòng)高壓安注 假設(shè)失效 假設(shè)失效安注箱 一回路壓力低于5.9 MPa［5］ 一回路壓力低于4.2 MPa低壓安注 一回路壓力低于2.5 MPa［5］ 一回路壓力低于1.5 MPa快速冷卻 打開1臺(tái)大氣釋放閥BRU-A，閥全開蒸汽流量為250kg／s［5］打開1臺(tái)大氣釋放閥GCT-A，閥全開蒸汽流量為90kg／s

3 計(jì)算過(guò)程

在進(jìn)行事故序列計(jì)算時(shí)，首先要對(duì)破口譜進(jìn)行計(jì)算搜索，找到燃料包殼溫度最快達(dá)到限值的破口尺寸，進(jìn)而針對(duì)該破口尺寸分析計(jì)算操縱員執(zhí)行緩解措施所需的最短時(shí)間窗口。

3.1 VVER-1000破口尺寸搜索及緩解措施計(jì)算

VVER-1000的敏感破口搜索結(jié)果列于表4，敏感破口尺寸為55mm。從表4可看出，當(dāng)破口等效直徑小于或等于55mm 時(shí)，如果操縱員不及時(shí)實(shí)施快速降溫、降壓操作，冷卻劑將不斷流失，堆芯液位下降，堆芯裸露，進(jìn)而導(dǎo)致燃料包殼溫度超過(guò)982 ℃的限值，堆芯受損。針對(duì)55mm 的破口失水事故進(jìn)行時(shí)間窗口計(jì)算，得到的包殼峰值溫度隨事故進(jìn)程的變化，如圖1所示。分別計(jì)算了操縱員3 300、3 600、3 900、4 500、4 800s實(shí)施快速降溫、降壓操作的工況。經(jīng)過(guò)分析，對(duì)于55 mm 破口失水事故，選擇3 900s作為需要操縱員執(zhí)行緩解措施操作的最短時(shí)間窗口。操縱員在3 900s內(nèi)執(zhí)行干預(yù)操作，燃料包殼溫度峰值溫度為650℃，小于982℃溫度限值，可以確保堆芯不會(huì)受損。

不同破口等效直徑（mm）下的時(shí)間／s 10 25 40 55 60 100一回路冷段小破口（10～100mm） 0 0 0 0 0 0 4臺(tái)主泵切除 3 122 522 199 110 94 38安注信號(hào) 3 123 527 201 111 94 38 1臺(tái)中壓安注箱投運(yùn) 未達(dá)到1） 8 072 3 092 1 521 2 149 119 1列低壓安注投運(yùn) 未達(dá)到 未達(dá)到 未達(dá)到 4 686 4 046 654燃料包殼峰值溫度超過(guò)982 ℃ 未超過(guò)2） 16 293 6 686 4 628 未超過(guò) 未超過(guò)計(jì)算結(jié)束事件17 000 17 000 7 000 5 000 5 000 2 000

3.2 兩環(huán)路核電廠破口尺寸搜索及緩解措施計(jì)算

兩環(huán)路核電廠的敏感破口搜索結(jié)果列于表5，敏感破口尺寸為60mm。從表5可看出，當(dāng)破口等效直徑小于或等于60mm 時(shí)，如操縱員不及時(shí)實(shí)施快速降溫、降壓操作，冷卻劑將不斷流失，堆芯液位下降，堆芯裸露，進(jìn)而導(dǎo)致燃料包殼溫度超過(guò)982 ℃的限值，堆芯受損。針對(duì)兩環(huán)路60mm 破口，運(yùn)用和VVER-1000計(jì)算相同的時(shí)間窗口選取方法，得到操縱員最短操作時(shí)間窗口為1 800s。操縱員在1 800s執(zhí)行干預(yù)操作，燃料包殼峰值溫度為894℃，可確保堆芯不會(huì)受損，燃料包殼峰值溫度隨事故進(jìn)程的變化如圖2中曲線1所示。

圖1 VVER-1000燃料包殼峰值溫度Fig.1 Fuel peak cladding temperature of VVER-1000

不同破口等效直徑（mm）下的時(shí)間／s 10 25 40 55 60 65 100一回路冷段破口 0 0 0 0 0 0 0堆芯出口飽和裕度＜10 ℃ 1 814 276 107 57 48 41 19主泵停運(yùn) 1 994 456 287 237 228 221 199 1臺(tái)中壓安注箱投運(yùn) 未達(dá)到 未達(dá)到 4 381 2 032 1 675 1 445 580燃料包殼最高溫度超過(guò)982 ℃ 未超過(guò) 10 680 4 263 2 502 2 235 未超過(guò) 未超過(guò)1列低壓安注投運(yùn) 未達(dá)到 未達(dá)到 未達(dá)到 未達(dá)到 3 966 2 415 830計(jì)算結(jié)束事件15 000 12 000 4 500 3 500 5 000 5 000 5 000

圖2 兩環(huán)路核電廠燃料包殼峰值溫度Fig.2 Fuel peak cladding temperature of two-loop NPP

3.3 兩種核電廠對(duì)比計(jì)算研究

比較兩種核電廠的計(jì)算結(jié)果可看出，兩環(huán)路核電廠最短時(shí)間窗口為1 800 s，小于VVER-1000的3 900s，且兩環(huán)路核電廠燃料包殼峰值溫度為894 ℃，高于VVER-1000 的706 ℃，相對(duì)于982 ℃的限值溫度裕量較小。VVER-1000與兩環(huán)路核電廠的計(jì)算結(jié)果有較大差異，這與其整體系統(tǒng)設(shè)計(jì)和設(shè)備容量有關(guān)，也和系統(tǒng)信號(hào)、管理規(guī)程有關(guān)。為了探討將VVER-1000設(shè)計(jì)理念應(yīng)用于指導(dǎo)自主堆型和新堆研發(fā)的可能思路，本文對(duì)事故序列進(jìn)行了再次計(jì)算。主要方法是參照表3中“主泵切除信號(hào)、安注箱投入壓力、低壓安注投入壓力、快速冷卻閥門開度”等幾項(xiàng)設(shè)計(jì)特征，將VVER-1000的參數(shù)設(shè)置代入兩環(huán)路核電廠的計(jì)算模型。由于安注投入條件改變，需對(duì)破口譜再搜索敏感破口尺寸，破口尺寸再搜索計(jì)算結(jié)果列于表6，燃料包殼峰值溫度的計(jì)算結(jié)果如圖2中曲線2所示。

兩環(huán)路核電廠在新的假設(shè)條件下，重新搜索敏感破口尺寸為40mm，操縱員干預(yù)的時(shí)間窗口為4 000s，與原有設(shè)計(jì)條件下的1 800s相比，操縱員有了更充裕的判斷和操作時(shí)間。分析其原因，主要有：1）增加主泵自動(dòng)切除信號(hào)，可盡快停泵，減小破口冷卻劑喪失速度，從而延遲堆芯裸露時(shí)間；2）較高的安注箱、低壓安注注入壓力，對(duì)于一回路LOCA 可更早的投入安注，意味著能夠向一回路更及時(shí)的補(bǔ)充冷卻劑，并冷卻堆芯，從而使得事故后果更為有利；3）增加大氣釋放閥的容量，能夠更快速地冷卻一回路，從圖2可看出燃料包殼溫度下降速度更快。

不同破口等效直徑（mm）下的時(shí)間／s 10 25 35 40 45 100一回路冷段破口 0 0 0 0 0 0主泵停運(yùn) 1 756 248 124 95 75 17 1臺(tái)中壓安注箱投運(yùn) 未達(dá)到 未達(dá)到 5 052 3 581 2 659 464燃料包殼最高溫度超過(guò)982 ℃ 未超過(guò) 未超過(guò) 5 448 4 443 未超過(guò) 未超過(guò)1列低壓安注投運(yùn) 未達(dá)到 未達(dá)到 未達(dá)到 未達(dá)到 5 345 666計(jì)算結(jié)束事件12 000 12 000 6 000 5 000 5 000 5 000

4 小結(jié)

本文通過(guò)對(duì)比計(jì)算兩種堆型典型事故序列的發(fā)展進(jìn)程發(fā)現(xiàn)，對(duì)于10～100 mm LOCA疊加高壓安注失效事故，提早停泵時(shí)間，適當(dāng)提高安注箱和低壓安注的投入整定值，增大GCT-A 的容量，可有助于延長(zhǎng)操縱員反應(yīng)和操作時(shí)間，從而提高核電廠運(yùn)行的安全性。通過(guò)參考VVER-1000 的部分設(shè)計(jì)參數(shù)和整定值，對(duì)二代國(guó)產(chǎn)兩環(huán)路核電廠的改進(jìn)思路進(jìn)行了探討，并再次進(jìn)行了事故分析，計(jì)算表明時(shí)間窗口得到有效延長(zhǎng)，即操縱員判斷和應(yīng)對(duì)的時(shí)間增加，這種改進(jìn)思路可為未來(lái)堆型安全性設(shè)計(jì)提供有益參考。

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