安全級儀控系統(tǒng)對避免反應堆偏離泡核沸騰的研究

周金明

（上海電力學院自動化工程學院，上海 200090）

在核電的發(fā)展過程中，核電的安全一直是人們關注的熱點，國家核安全局也對新建核電站重要安全要求做了全面的探討[1-2]。反應堆堆芯損壞是核電站嚴重的安全事故，導致堆芯損壞的原因之一：偏離泡核沸騰成為研究的熱點，國內對核電站偏離泡核沸騰做了大量的研究工作[3-4]。對于過冷或低含汽率流動沸騰，如果核電站發(fā)生反應堆核功率激增的事故，一回路冷卻劑溫度迅速升高。冷卻劑溫度的升高會使得冷卻劑在壁面產生氣泡膜，極大降低堆芯與冷卻劑的傳熱，引起燃料元件壁溫飛升，發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB），嚴重的可使燃料元件包殼燒毀甚至放射性泄漏。

鑒于一回路冷卻劑溫度對 DNB的發(fā)生有著重要的影響，本文展開了深入研究。首先，在某核電站進行了滿負荷試驗，建立了基于Matlab的燃料棒不同軸向位置的偏離泡核沸騰比（DNBR）計算模型，通過對燃料棒沿軸向不同位置的DNBR定量化的分析，找出了燃料棒易發(fā)生偏離泡核沸騰的區(qū)域。其次，對一回路冷卻劑溫度變化對DNBR的影響進行了橫向和縱向的對比分析，定量化得出了一回路冷卻劑溫度升高對減小 DNBR有直接的影響的結論。最后，對于核電站的安全級儀控系統(tǒng)對偏離泡核沸騰的保護作用做了概述，分析了其驅動信號和邏輯判斷。為后續(xù)展開對安全級儀控系統(tǒng)可靠性的深入研究奠定了重要的基礎。

1 基于Matlab的燃料棒軸向DNBR模型的構建與分析

偏離泡核沸騰比（DNBR）是臨界熱流密度與實際熱流密度之比。為了確保堆芯及燃料包殼的安全，核電站設計的準則之一是偏離泡核沸騰比＞1.22[5]。掌握燃料棒軸向 DNBR分布對于核電站安全運行有重要的意義。

1.1 某核電站不同負荷工況下核功率實驗

由于 AP1000暫無運行機組，本文首先選取AP1000原型反應堆研究燃料棒傳熱惡化薄弱環(huán)節(jié)，并將其拓展到了 AP1000核電機組反應堆。在某核電站進行了100%FP工況下運行的實驗，借助堆芯測量系統(tǒng)（RIC系統(tǒng)）獲取了不同通道冷卻劑出口溫度、核功率等數據，該實驗中數據記錄：該核電站是三環(huán)路，每一環(huán)路熱、冷管段溫度的數據記錄見表1。圖1（a）、（b）為堆芯通量圖及冷卻劑出口溫度圖。

表1 滿負荷時不同通道冷卻劑出口溫度/℃

圖1 100%滿負荷運行時堆芯通量圖和出口溫度圖

核電運行中要保證偏離泡核沸騰比最小的通道都是安全的，所以選取通量圖1（a）圖中功率數值較高的通道，相對應的選取圖1（b）圖中對應的冷卻劑出口溫度。冷卻劑進口溫度為 292℃。選取的通道及數值見表2。

表2 選取的冷卻劑通道及相應的參數

為了驗證冷卻劑通道軸向偏離泡核沸騰比的分布情況。對于每一個通道，從通道的底部到頂端選取具有代表性的6個位置（編號：1—6）進行DNBR的計算。

1.2 DNBR計算與結果分析

1）臨界熱流密度的計算

臨界熱流密度的計算應用由西屋電氣公司開發(fā)的 w-3公式[6]，它適用于流動的欠熱泡核沸騰和低含汽率的飽和泡核沸騰工況，因而是典型的描述偏離泡核沸騰的臨界熱流密度公式。

式中，qDNB是臨界熱流密度，W /m2；p是壓強，Pa；G是流體的質量流密度， k g/(m2·s)；hf是對應壓力下飽和水比焓，kJ/kg；De是等效熱力直徑，m；xE是計算點出的平衡含汽率；hin是冷卻劑進口處水的比焓。

2）實際熱流密度的計算

通過已經建立的DNBR模型，利用Matlab編寫DNBR程序。以F05通道為例進行分析，得到軸向分布的 6個位置的DNBR，見表 3。其他通道計算結果不再贅述。

表3 100%FP時F05通道軸向DNBR

滿負荷工況下，不同軸向位置DNBR趨勢圖如圖2所示。

圖2 滿負荷工況下，不同軸向距離DNBR趨勢圖

圖2為雙縱坐標圖，橫坐標x為軸向距離，左縱軸y1為臨界熱流密度，右縱軸y2是偏離泡核沸騰比。圖中虛線表示DNBR的值，可以看出偏離泡核沸騰比與臨界熱流密度不是單純的線性關系，而是先隨著軸向距離的增大先減小后增大的趨勢。燃料棒DNBR最小的點出現在第4個取點處。如果能保證該處DNBR符合設計基準，則燃料棒是安全的。

1.3 冷卻劑溫度的變化對DNBR的影響研究

從以上分析中得到了DNBR隨軸向距離變化的情況。為了研究冷卻劑溫度對DNBR的影響，本文選取滿負荷運行時，5個通道中每個通道第 4取值點處的DNBR為研究對象。根據已經建立的DNBR計算模型，改變單一變量冷卻劑溫度，得到5個通道第4個取點處的DNBR見表4。

表4 滿負荷工況下、5通道的DNBR

為了更直觀的顯示表4中冷卻劑溫度對偏離泡核沸騰比（DNBR）的影響，對表 4的數據進行了橫向和縱向的對比，分別得到圖3和圖4。

圖3 滿負荷運行時，不同冷卻劑溫度對應的DNBR

圖4 滿負荷運行，冷卻劑溫度為T1時，溫度的細微變化對應的DNBR

圖3偏離泡核沸騰比——冷卻劑溫度的三維圖，x坐標為不同冷卻劑溫度，y坐標為滿負荷運行下所選取的通道，z坐標是DNBR。

橫向對比表4得圖3。每個通道的DNBR與冷卻劑溫度的關系可以看出DNBR隨冷卻劑溫度的增大而減小，這一變化趨勢在各個通道都是一致的，圖中顯示：冷卻劑溫度高將會降低 DNBR，也就是增大了核電站發(fā)生偏離泡核沸騰的危險。如果冷卻劑溫度達到飽和溫度（15.41MPa時為 344.3℃）時DNBR在 1.6左右，已經迫近設計限值 1.22，易發(fā)展成偏離泡核沸騰，造成堆芯損壞。

縱向對比表 4中的數據得到圖 4。在冷卻劑溫度為T1的運行工況下，不同通道的DNBR與冷卻劑溫度的關系，從表4的T1溫度具體數值的比較可以得出：溫度高的通道 DNBR小于溫度低的通道DNBR。通道D07的DNBR與其他幾個通道的DNBR相比較大，而通道D07的冷卻劑溫度是這五個通道中最小的，這也說明冷卻劑溫度升高會導致 DNBR減小，需要進行重點監(jiān)測。

在核電站的堆芯熱量導致的停堆限值設置中，一回路冷卻劑溫度正是核電站的超溫、超功率ΔT保護的監(jiān)測量。

2 安全級儀控系統(tǒng)對反應堆避免DNB的研究

超溫、超功率TΔ將觸發(fā)反應堆的安全級儀控系統(tǒng)進行相應的保護，保護反應堆的安全。因此，需要對安全級儀控系統(tǒng)的驅動信號和邏輯判斷作深入研究。

安全級儀控系統(tǒng)執(zhí)行的三個主要功能，反應堆緊急停堆、專設安全設施驅動和安全級級數據處理。核儀表系統(tǒng)將采集到的監(jiān)測量（如，主回路監(jiān)測信號：熱管段、冷管段溫度，燃料棒上、下半部的中子通量率）經數模轉換后傳輸到邏輯符合單元，然后觸發(fā)電廠保護子系統(tǒng)執(zhí)行反應堆緊急停堆和專設安全設施起動。安全級數據處理子系統(tǒng)執(zhí)行事故后顯示安全參數功能。

超溫TΔ保護旨在保護反應堆免于發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB），防止燃料包殼燒毀[7]；超功率TΔ保護旨在保護反應堆免于發(fā)生超功率，防止燃料芯塊熔化，避免因芯塊熔化而引起包殼的損毀[8]。

2.1 緊急停堆系統(tǒng)驅動信號及邏輯判斷的分析

1）超溫、超功率TΔ保證整定值的計算

超溫、超功率TΔ保護是反應堆上惟一的由多個測量量組成的多元函數保護定值通道。這些測量包括主冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑平均溫度、運行壓力、主泵轉速以及軸向功率偏差等。超溫ΔT保護通道整定值OTΔTsp和超功率ΔT保護通道整定值OPΔTsp關系式[9]分別為

式中，OTΔTsp、OPΔTsp為計算得到的保護整定值，℃；Tnom為額定工況下熱段與冷段的溫差，℃；pnom為額定壓力，MPa；p為實際運行工況下的壓力，MPa；Tnom為額定工況下的平均溫度，℃；T為實際運行工況下的平均溫度，℃；n為主冷卻劑泵轉速，r/min；nN為主冷卻劑泵額定轉速，r/min；ΔI為軸向功率偏差，%；S為拉氏變換量，S-1；f1(ΔI)、f2(ΔI)為ΔT保護通道中由ΔT所決定的補償函數；K1、K2、K3、K4、K5、K6、K7、K8為各影響項的系數；τ1、τ2、τ3、τ4、τ5、τ7為保護系統(tǒng)的時間常數，s。

超溫、超功率ΔT監(jiān)測的變量和測量范圍見表5。

表5 超溫、超功率ΔT監(jiān)測變量和測量范圍

將OTΔTsp或OPΔTsp同通過濾波器的ΔT測量信號進行比較，當2個環(huán)路中的ΔT測量值（4取2）等于ΔT整定值時即發(fā)出緊急停堆信號。下面將對緊急停堆系統(tǒng)的四取二邏輯進行分析。

2）緊急停堆系統(tǒng)四取二邏輯判斷的分析

為了提高系統(tǒng)的可靠性和容錯能力，超溫、超功率ΔT的保護控制邏輯和監(jiān)測量均采用四重序列（A、B、C、D）冗余結構。圖 5表示其中一個邏輯列的結構，其他三個序列的結構與此相同，四個序列同時對系統(tǒng)的監(jiān)測信號做出判斷，每一個序列的旁通狀態(tài)和停堆狀態(tài)都經過通訊系統(tǒng)傳輸到其他三個序列中，進行四取二符合邏輯判斷。

以一個序列為例，核儀表監(jiān)測的停堆保護變量值經過定值器處理邏輯（BPL）子系統(tǒng)，傳輸到局部符合邏輯（LCL）子系統(tǒng)，進行邏輯判斷，當四個安全序列中有至少兩個序列達到局部停堆或局部驅動時，LCL子系統(tǒng)觸發(fā)緊急停堆或驅動專設安全設施。觸發(fā)緊急停堆信號使反應堆停堆斷路器（RTCB）的欠壓脫扣線圈和勵磁脫扣線圈斷電，欠壓脫扣線圈和勵磁脫扣線圈設置為雙重冗余，提高系統(tǒng)防御風險能力。最終安全級儀控系統(tǒng)將產生保護動作包括緊急停堆，汽輪機跳閘，安注系統(tǒng)起動等，來保障反應堆安全。

圖5 AP1000反應堆停堆保護功能以及其他相關功能示意圖

2.2 專設安全設施驅動系統(tǒng)驅動信號及邏輯判斷的研究

安全級儀控系統(tǒng)的專設安全設施驅動系統(tǒng)用于識別事故工況和驅動專設安全設施（ESF），在事故工況下可以防止或緩解堆芯和反應堆冷卻劑系統(tǒng)的損壞，并保證安全殼的完整性。接下來，本文對專設安全驅動系統(tǒng)的驅動信號和邏輯判斷進行分析研究。

1）專設安全設施驅動信號（S信號）

專設安全設施驅動信號（S信號）的的引發(fā)有五種情形。包括：穩(wěn)壓器壓力低，超前—滯后補償的蒸汽管壓力低，反應堆冷卻劑冷段溫度低，安全殼壓力高，手動驅動。專設安全設施驅動信號及相關參數見表6。

表6 S信號監(jiān)測范圍、驅動邏輯及容許值

以反應堆的彈棒事故為例，當事故發(fā)生以后，緊急停堆系統(tǒng)實現反應堆緊急停堆。如此一來，由于堆芯核功率的驟降，會使得冷卻劑因為突然失去熱量來源而迅速降溫、降壓。安全級儀控系統(tǒng)的核儀表監(jiān)測到穩(wěn)壓器壓力低和冷卻劑冷段溫度低，從而產生專設安全設施驅動信號，專設安全設施如安全注射系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)隨即起動。

從分析中可知專設安全設施承擔著保護反應堆安全的重要任務，針對S信號和其他驅動信號的研究及其所驅動的專設安全設施的掌握將有助于分析事故工況下堆芯損壞的事故序列。受S信號和其他安全驅動信號所驅動的專設安全設施主要有堆芯補水箱，非能動余熱排出系統(tǒng)等，如圖6（a）、（b）所示。

圖6 S信號驅動的專設安全設施

2）專設安全設施驅動觸發(fā)信號的四取二邏輯判斷

產生專設安全設施驅動觸發(fā)信號為四取二邏輯，增加了系統(tǒng)的可靠性，減少了驅動信號誤報和失效的風險。觸發(fā)專設安全設施動作的信號邏輯簡化結構如圖 7所示。專設安全驅動信號（S信號）用于許多專設安全設施的驅動邏輯中。S信號也用于觸發(fā)反應堆停堆。

圖7 觸發(fā)S信號邏輯簡化圖

3 結論

本文建立了燃料棒沿軸向不同位置的偏離泡核沸比模型，對冷卻劑溫度對偏離泡核沸騰比的影響做了深入研究。

超溫、超功率ΔT保護觸發(fā)安全級儀控執(zhí)行緊急停堆功能，避免反應堆發(fā)生偏離泡核沸騰。本文針對 AP1000核電站安全級儀控系統(tǒng)在避免反應堆發(fā)生偏離泡核沸騰時起到的保護作用進行了詳細的研究，對安全級儀控系統(tǒng)執(zhí)行緊急停堆和驅動專設安全設施系統(tǒng)有了全面的掌握，為后續(xù)進一步研究安全級儀控系統(tǒng)的可靠性奠定了基礎。

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