CAP1000核電廠全功率范圍SGTR事故研究

柯 曉

(1.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233； 2.上海交通大學(xué) 機(jī)械與動力工程學(xué)院，上海 200240)

在CAP1000非能動核電廠的確定論安全分析中，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)事故的蒸汽發(fā)生器(SG)滿溢分析只考慮初始功率為100%額定功率的工況。對于其他功率水平，由于其初始儲能低，因此未進(jìn)行定量分析。但由于在較低功率水平下，SG水裝量較100%額定功率條件的高，因此存在一種可能性，即在部分功率或零功率條件下發(fā)生SGTR事故，SG反而會發(fā)生滿溢。在平均溫度更低的熱備用運(yùn)行模式下，由于非能動余熱排出系統(tǒng)的排熱能力降低，且此時一回路壓力過低，安注箱可能注入，從而影響SG滿溢裕量。

本文選取典型的部分功率、零功率和熱備用條件下的SGTR事故進(jìn)行敏感性分析計算，并與滿功率條件下的滿溢分析進(jìn)行比較，評價在整個功率譜中SGTR事故的滿溢裕量和事故嚴(yán)重程度。

1 分析方法

在額定滿功率條件SGTR事故滿溢分析的基礎(chǔ)上，考慮反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)平均溫度、穩(wěn)壓器水位、SG初始水裝量、SG蒸汽壓力和SG給水焓等參數(shù)的不同，先進(jìn)行部分功率、零功率和熱備用條件下的SGTR事故的滿溢敏感性計算，得出在各典型功率條件下的極限滿溢工況。在上述工況計算的基礎(chǔ)上，挑選典型的部分功率(60%功率、30%功率、10%功率和5%功率)、零功率和熱備用條件下的SGTR事故進(jìn)行結(jié)果分析，并與滿功率條件下的結(jié)果[1]進(jìn)行對比。計算中考慮各運(yùn)行模式下特有的系統(tǒng)配置狀態(tài)。

本文采用LOFTTR2AP程序進(jìn)行SGTR事故下核電廠響應(yīng)的計算分析。LOFTTR2AP程序可模擬非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHRS)、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)和CAP1000核電廠相關(guān)的保護(hù)系統(tǒng)自動動作。本文采用的分析方法和程序已通過美國核管會和中國核安全局認(rèn)證，可用于CAP1000核電廠的SGTR事故分析[2]。

1.1 假設(shè)條件

事故模擬位于SG管板頂部的傳熱管出口處(冷段)單根傳熱管雙端斷裂。在滿功率和部分功率條件下，位于SG冷段側(cè)的破口比熱段側(cè)的破口具有更大的初始破口流量。雖然零功率工況和熱備用工況下兩者的冷、熱段溫度一致，并無冷卻劑密度不同導(dǎo)致的差異，但為了使對比更具針對性，假定破口位置與滿功率的一致。

在計算模擬中，初始功率為各種功率條件的對應(yīng)值，保守假設(shè)不考慮操縱員動作，即忽略操縱員識別、隔離破損SG和冷卻RCS，并降低一回路壓力的有利影響。本事故的極限單一故障是啟動給水(SFW)控制閥失效，SFW將以最大流量持續(xù)注入，導(dǎo)致破損SG水位持續(xù)上升。SFW在接到SG窄量程高-2水位信號后自動隔離[3]。

計算中采用的其他保守假設(shè)如下：1) SG初始水裝量在各功率條件名義水裝量基礎(chǔ)上，考慮10%的正偏差；2) 假設(shè)0 s發(fā)生SGTR；3) 假設(shè)0 s反應(yīng)堆停堆，停堆同時失去廠外電，主泵開始惰轉(zhuǎn)；4) 假定最大的化容控制系統(tǒng)(CVCS)注射流量和穩(wěn)壓器電加熱器功率(即使廠外電源無效)使得破口流量達(dá)到保守的最大值，CVCS將在接到SG窄量程高-2水位信號后自動隔離；5) 考慮SG 10%堵管，這將降低SG一、二次側(cè)傳熱，而使得SG二次側(cè)蒸發(fā)量減少；6) 穩(wěn)壓器初始水位根據(jù)敏感性計算選取保守值。

在熱備用工況的計算中，RCS平均溫度和SG飽和溫度均考慮為熱備用運(yùn)行模式下限溫度(216 ℃)，其他運(yùn)行參數(shù)也采用相應(yīng)條件下的值。

1.2 驗收準(zhǔn)則

在滿溢分析中，SG二次側(cè)最大水裝量應(yīng)小于SG的自由容積(255.6 m3)。

1.3 PRHRS/CMT投入敏感性分析

在CAP1000核電廠SGTR事故中，PRHRS的投入將起到極大緩解作用[4]。PRHRS的投入信號皆為CMT啟動，且CMT的投入將增加RCS的水裝量；而啟動CMT的穩(wěn)壓器低水位信號在考慮水位測量偏差后，可能存在兩種整定值取值方向，且穩(wěn)壓器水位運(yùn)行帶的設(shè)置導(dǎo)致穩(wěn)壓器初始水位不同，從而導(dǎo)致CMT投入時間有較大差異。所以，在分析中必須對PRHRS/CMT的投入時間進(jìn)行敏感性分析。

由CAP1000初步安全分析報告[1]可知，在額定功率條件下，PRHRS/CMT較早投入將使得SG滿溢裕量更小，事故后果更為保守。因為在滿功率水平下，衰變熱降低至PRHRS的排熱能力水平從而形成平衡需要較長的時間(約25 000 s)，而在此之前，CMT越早投入則RCS水裝量增加越多，從而增加破口流量。

80%功率條件下PRHRS傳熱量與衰變熱、SG釋放閥流量、破口流量和破損SG水裝量的變化示于圖1。對于80%功率條件，衰變熱水平低于100%功率水平，但分析結(jié)果表明，相當(dāng)長一段時間內(nèi)，其衰變熱仍高于PRHRS的排熱能力。PRHRS的排熱能力與衰變熱達(dá)成平衡仍需較長時間(晚于20 000 s)。另外，PRHRS越晚投入，其RCS平均溫度越晚降低，破口流體帶到二次側(cè)的能量將越高，造成二次側(cè)閥門排放的流體越多，導(dǎo)致SG水裝量凈增量減小。上述兩個原因?qū)е略?0%功率條件下，PRHRS/CMT晚投入工況的SG水裝量較小，即早投入對于滿溢分析更為保守。

60%功率條件下PRHRS傳熱量與衰變熱，一、二次側(cè)壓力對比，破口流量和破損SG水裝量的變化示于圖2。對于60%功率條件，敏感性分析表明，PRHRS/CMT較晚投入對于滿溢裕量更為保守。這是因為在60%功率條件下，衰變熱水平低于上述的80%功率工況；只要PRHRS一投入，即可迅速與衰變熱達(dá)成平衡，導(dǎo)致RCS降壓，從而減少破口流量。因此，PRHRS越早投入，對事故緩解作用越顯著。

圖1 80%功率條件下不同參數(shù)的變化

圖2 60%功率條件下不同參數(shù)的變化

對于30%功率條件，PRHRS/CMT較晚投入對于滿溢裕量更為保守。同上所述，30%功率的衰變熱水平較60%功率的低。計算結(jié)果表明，PRHRS剛一啟動即確立對衰變熱的絕對優(yōu)勢，與60%功率工況類似但趨勢更為顯著。PRHRS較早投入導(dǎo)致RCS較早降壓，從而減小破口流量。

對于10%和5%功率條件，經(jīng)計算表明，其瞬態(tài)發(fā)展趨勢與30%功率條件類似。

零功率條件下PRHRS傳熱量、RCS壓力、破口流量和破損SG水裝量變化示于圖3。對于零功率條件，敏感性分析表明，PRHRS/CMT較晚投入對于滿溢裕量更為保守。這是因為在零功率條件下，衰變熱水平很低，PRHRS越早投入就越早確立對衰變熱的絕對優(yōu)勢，導(dǎo)致RCS提前降壓，從而減小破口流量。

對于熱備用條件，同為無衰變熱的零功率工況分析表明，零功率條件下因PRHRS能力相對過強(qiáng)，晚投入更為保守。雖然熱備用條件下由于平均溫度過低，PRHRS能力也隨之降低，但由于衰變熱幾乎為0，計算結(jié)果表明，盡管PRHRS能力降低(最大能力約為零功率條件的60%)，但其提前投入依然導(dǎo)致一次側(cè)平均溫度和壓力較早降低。雖然后期安注箱幾乎同時注入，但注射流量的增加也并未改變趨勢，早投入工況的破口總流量依然更小，SG滿溢裕量更大(但兩種工況差距不大)。因此，熱備用工況下PRHRS/CMT較晚投入更為保守。

2 計算結(jié)果

本文基于上述敏感性分析結(jié)果，對80%功率、60%功率、30%功率、10%功率、5%功率、零功率和熱備用條件下的SGTR事故選取最為極限的滿溢工況，給出相應(yīng)的計算結(jié)果，以判斷在除滿功率以外的所有運(yùn)行條件下發(fā)生SGTR事故后的滿溢后果是否比滿功率條件下更為極限。

計算的事件序列列于表1。主要參數(shù)響應(yīng)示于圖4～11。

對于80%功率工況，由于其事故發(fā)展趨勢與滿功率的類似，且結(jié)果遠(yuǎn)沒有滿功率極限，所以僅給出結(jié)果：破損SG最大水裝量為215.1 m3(滿功率條件下為252 m3)。

表1所列的6個工況中，0 s傳熱管破裂，同時失去廠外電源，反應(yīng)堆因失電而停堆，CVCS開始補(bǔ)水。由于一、二次側(cè)壓差的作用(圖4)，反應(yīng)堆冷卻劑從一次側(cè)向二次側(cè)泄漏(圖5)，RCS壓力及穩(wěn)壓器水位開始降低，破損SG的水裝量迅速增大(圖6)。隨著SG高-3水位到達(dá)，CVCS補(bǔ)水和啟動給水開始隔離。隨著二次側(cè)水裝量增大，二次側(cè)壓力迅速升高，直到頂開SG二次側(cè)閥門排汽(圖7)。此后，穩(wěn)壓器達(dá)到低水位整定值，PRHRS/CMT投入運(yùn)行(圖8、9)，RCS平均溫度隨之迅速下降(圖10)，RCS壓力和穩(wěn)壓器水位也繼續(xù)降低。此后，隨著一、二次側(cè)壓差的減小(圖4)，破口流量開始逐漸降低到0(圖5)，破損SG的水裝量也達(dá)到峰值(圖6)。由于一次側(cè)衰變熱過小，而PRHRS傳熱大于衰變熱，一次側(cè)壓力很快降至低于二次側(cè)水平；由于壓差的作用，二次側(cè)流體開始倒流(圖2)，總的破口流量開始減小(圖11)，破損SG水裝量開始降低(圖7)。由計算結(jié)果可知，在表1分析的6個工況中，滿溢裕量最小的工況為熱備用條件下的SGTR事故，其滿溢裕量為15.2 m3，大于滿功率條件下的滿溢裕量。

圖3 零功率條件下不同參數(shù)的變化

表1 SGTR事件序列

圖4 一、二次側(cè)壓差

圖5 破口流量

圖6 破損SG水裝量

圖7 SG釋放閥總流量

包括CVCS、CMT和ACC

圖9 PRHRS的傳熱量

圖10 RCS平均溫度

圖11 破口總流量

3 結(jié)果分析

以上計算表明，部分功率條件下，雖然SG初始水裝量略高于滿功率條件，但總體上其衰變熱水平較低。對于衰變熱接近滿功率條件的工況(如80%功率條件)，雖然PRHRS投入后仍需較長時間才能與衰變熱達(dá)成平衡，但總體而言，其衰變熱與PRHRS傳熱能力一直較為接近，破口流量也較早降低到0附近震蕩。因此，SG最大水裝量在事故前期即出現(xiàn)，事故過程中有較大的滿溢裕量。對于衰變熱較低的工況(如30%和60%功率條件)，PRHRS投入后迅速與衰變熱達(dá)成平衡，而其初始水裝量又不如低功率條件下的高，因此，這些工況的滿溢裕量最大。

在低功率和零功率條件下，SG初始水裝量遠(yuǎn)高于額定滿功率，但由于其衰變熱水平太低，以致于幾乎可忽略，PRHRS的能力將足以快速地完全移除衰變熱并快速對RCS實(shí)施冷卻，使得一、二次側(cè)壓力快速達(dá)到平衡(約2 000 s以內(nèi))，破口流量終止；甚至由于降壓過快，使得一、二次側(cè)壓力變化劇烈，破口流量的來回震蕩幅度也比高功率條件的大(圖5)。在高功率條件下，這個過程將需要約20 000 s，且在壓力緩慢達(dá)到平衡后，不會發(fā)生明顯的倒流現(xiàn)象。

對于熱備用條件，以下幾點(diǎn)值得關(guān)注：1) SG水裝量比零功率的更大，SG自由容積更少，更易滿溢；2) 主冷卻劑溫度更低，PRHRS的自然循環(huán)排熱能力將顯著降低；3) 由于二次側(cè)溫度過低，一、二次側(cè)初始壓差更大，初始破口流量更大；4) RCS壓力更低，安注箱將會注入，增加額外的RCS裝量，影響RCS壓力和破口流量。

計算結(jié)果表明，由于RCS初始儲能不高且無衰變熱，盡管PRHRS排熱能力顯著降低，但其影響已被削弱，降低的PRHRS排熱能力也足以將其熱量完全帶走。而在事故后期，由于RCS壓力降低，安注箱開始投入，雖然一定程度上增加了RCS裝量，延長了破口流量終止的時間，但總體而言，其影響有限。由于SG初始水裝量更大，且初始破口流量顯著高于其他工況，該工況比零功率條件更為極限(比破損SG峰值水裝量多3.1 m3)，但仍沒有滿功率條件下的事故極限。

從SG水裝量凈增量的角度出發(fā)分析圖11的結(jié)果，可知對于熱備用以外的工況，初始功率越高，流入破損SG的破口總流量峰值越大。但分析圖7可知，初始功率越大，由SG卸壓閥排走的流量也越大，且各工況幅度差距非常大。因此，如圖12所示，對于部分功率條件(30%～80%)，雖然破口流量隨功率增加而增大，但SG排放量和初始水裝量卻隨之降低，最終導(dǎo)致其峰值水裝量隨功率增加而降低。對于滿功率條件和熱備用條件，則是兩個極端：滿功率條件下的破口流量大且持續(xù)時間最長，熱備用條件下的破口流量雖然持續(xù)時間短，但前期流量大，且SG無排放流量。這幾個因素相互競爭，最終導(dǎo)致滿功率條件下的SG水裝量最大。各功率條件下初始水裝量與峰值水裝量的對比示于圖12。

圖12 破損SG初始水裝量與瞬態(tài)中峰值水裝量的對比

4 結(jié)論

綜上所述，在部分功率、零功率和熱備用運(yùn)行條件下，CAP1000核電廠如果發(fā)生SGTR(1根傳熱管發(fā)生雙端斷裂)設(shè)計基準(zhǔn)事故，SG不會發(fā)生滿溢。結(jié)合已知的CAP1000核電廠滿功率SGTR事故分析(最小滿溢裕量為3.7 m3)可知，CAP1000核電廠在可能發(fā)生SGTR事故的運(yùn)行模式下，不會因極限設(shè)計基準(zhǔn)事故SGTR事故而導(dǎo)致SG滿溢。

對于CAP1000核電廠，在SGTR事故滿溢分析中，初始功率水平仍是最關(guān)鍵的參數(shù)。與傳統(tǒng)能動核電廠不同的是，滿功率條件是其最極限的滿溢條件(能動核電廠最極限滿溢工況為低功率工況)。運(yùn)行模式和SG初始水裝量對SGTR事故滿溢也會產(chǎn)生重要影響，但重要程度低于初始功率。

對于核安全，作為設(shè)計基準(zhǔn)事故的SGTR事故只有一個驗收準(zhǔn)則，即放射性劑量滿足法規(guī)要求。而論證SG不滿溢則是為了論證在劑量分析中不需要計算液體夾帶的大量放射性，僅計算氣體的放射性，以滿足法規(guī)要求。從放射性水平與破口流量和二次側(cè)蒸汽釋放的關(guān)系以及SG滿溢裕量的角度綜合考慮，可將全功率范圍的SGTR事故工況分為4類：破口流量最大、蒸汽釋放量最大、SG滿溢裕量最小的滿功率工況(A類)；破口流量中等、蒸汽釋放量中等、SG滿溢裕量最大的部分功率工況(B類)；破口流量最小、蒸汽釋放量中等、SG滿溢裕量中等的低功率工況(C類)；破口流量中等、蒸汽釋放量最小、SG滿溢裕量中等的無功率工況(D類)。

其中，A類工況破口泄漏的流量最大，釋放的放射性氣體最多，也更接近SG滿溢，因此是最極限工況，在安全分析報告支持性材料中采用該工況進(jìn)行分析是合適的。在滿溢分析中，C、D類工況比B類工況嚴(yán)重，但如果考慮最終準(zhǔn)則——放射性釋放，則在不發(fā)生SG滿溢的前提下，其蒸汽釋放量極低，且由于一、二次側(cè)流體初始溫度相同而不會發(fā)生破口流體的閃蒸現(xiàn)象，所以對放射性的影響極小。因此，B類工況比C、D類工況更為嚴(yán)重。

參考文獻(xiàn)：

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