ACP1000核電廠穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護的安全分析研究

李健 王克成 羅亮 張倬

【摘 要】針對三代核電關(guān)于低溫水密實工況超壓保護的安全要求，ACP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計采用了穩(wěn)壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護的方案，其保護原理是在低溫工況下通過保護系統(tǒng)控制電磁先導(dǎo)裝置進而驅(qū)動安全閥開啟/關(guān)閉。本文針對ACP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)低溫超壓保護方案開展安全分析研究，首先通過安全閥鑒定試驗的結(jié)果確定了偏保守的閥門卸壓模型，并建立了瞬態(tài)過程的閥門動態(tài)模型。然后選取啟/停堆工況下極限的瞬態(tài)事件作為初因假設(shè)，開展了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)瞬態(tài)工況模擬，最終獲得了ACP1000核電廠啟/停堆工況下穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護的安全性評價結(jié)果。

【關(guān)鍵詞】穩(wěn)壓器安全閥；低溫超壓保護；水密實；啟/停堆工況；安全分析

中圖分類號： TL364 文獻標(biāo)識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）05-0015-003

【Abstract】In view of the safety requirements of the third generation nuclear power plant for overpressure protection in low-temperature water-tight conditions，the design of the ACP1000 reactor coolant system uses Pressurizer Safety-valves （PSRV） to provide low-temperature overpressure protection.The principle of protection is that the protection system controls the solenoid pilot to actuate the safety-valves on/off.In this paper，the safety analysis of low temperature overpressure protection solutions of ACP1000 reactor coolant system is carried out.Firstly，the conservative valve relief model is established by the results of the safety valve verification test，and the valve dynamic model of transient process is established.Then，the transient events under the start/shutdown conditions are selected as the initial hypothesis to simulate the transient conditions of the reactor coolant system.Finally，the safety analysis results of the Pressurizer Safety-valves to provide low-temperature overpressure protection is obtained under the start/shutdown condition of the ACP1000 nuclear power plant.

【Key words】Pressurizer Safety-valve；Low-temperature overpressure protection；Water tightness；Start-up and shutdown conditions；Safety analysis

0 前言

ACP1000是我國自主設(shè)計的具有三代核電水平的百萬千瓦級壓水反應(yīng)堆，其反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計在二代核電廠M310堆型基礎(chǔ)上進行了諸多改進和優(yōu)化，以滿足三代核電設(shè)計相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)和要求。我國核安全導(dǎo)則[1]明確要求“對于壓水堆，在低溫運行時（如在穩(wěn)壓器處于水密實工況下的啟動和停堆過程中）提供超壓保護”。美國核管會的技術(shù)見解[2]也指出“特別要關(guān)注低溫水密實工況下的超壓保護”。“低溫水密實工況”是指反應(yīng)堆處于停堆，穩(wěn)壓器滿水的狀態(tài)，此時冷卻劑溫度一般低于120℃，核電廠必須采取有效的保護措施以防止冷卻劑系統(tǒng)超壓。在現(xiàn)有的M310核電廠中，低溫超壓保護功能由接入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的余熱排出系統(tǒng)（RHRS）的安全閥提供。在啟/停堆工況下由于存在RHRS被誤隔離或者RHRS安全閥出現(xiàn)故障的可能性，旨在應(yīng)對該卸壓途徑不可用情況下發(fā)生的超壓瞬態(tài)事件，ACP1000核電廠采取了穩(wěn)壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護的改進方案。

本文針對ACP1000穩(wěn)壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護方案開展了評價模型研究，通過假設(shè)的極限條件下的超壓事故工況瞬態(tài)分析，評價ACP1000核電廠啟/停堆工況下的事故預(yù)防與緩解措施的安全性。

1 ACP1000低溫超壓保護方案

ACP1000核電廠采用穩(wěn)壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護，該方案的原理可以概括為“手動建立，自動保護”。具體來講，在啟/停堆工況期間，當(dāng)滿足低溫超壓保護的溫度范圍時相應(yīng)的報警信號出現(xiàn)，操縱員手動將PSRV工作模式由“正常保護模式”切換到“低溫保護模式”。當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力超過閥門開啟整定值時，由相應(yīng)的控制邏輯和設(shè)備自動觸發(fā)PSRV開啟，防止冷卻劑系統(tǒng)超壓，確保壓力邊界的完整性。PSRV開啟后系統(tǒng)壓力下降到一定水平時，自動關(guān)閉PSRV，防止過度卸壓。

低溫超壓保護方案關(guān)聯(lián)的主要設(shè)備包括PSRV、測量系統(tǒng)、控制保護邏輯以及操縱員接口。其中，PSRV采用了SEBIM公司的雙控先導(dǎo)式閥門，由三組并聯(lián)的先導(dǎo)式安全閥構(gòu)成，每組安全閥除了設(shè)置有功率運行工況下執(zhí)行超壓保護功能的彈簧先導(dǎo)裝置以外，還設(shè)置有用于將安全閥強制開啟的電磁先導(dǎo)裝置。在啟/停堆工況下執(zhí)行低溫超壓保護功能，是通過系統(tǒng)壓力測量信號觸發(fā)PSRV電磁先導(dǎo)裝置動作，進而驅(qū)動安全閥主閥開啟/關(guān)閉。

3 穩(wěn)壓器安全閥模型

3.1 閥門卸壓模型

PSRV為低溫超壓保護方案的關(guān)鍵設(shè)備，安全閥的啟閉定值和卸壓能力是安全系統(tǒng)設(shè)計的重要指標(biāo)，需建立相適應(yīng)的閥門卸壓模型。在啟/停堆工況，按照電廠運行模式，當(dāng)冷卻劑溫度低于120℃時，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于水密實狀態(tài)，因此，選取單相水排放模型作為安全閥的卸壓模型。下面對兩種典型的單相水排放模型進行分析。

1）修正的ZALOUDEK模型

修正的ZALOUDEK模型適用于過冷水臨界流計算，見公式（1）和（2）：

2）閥門標(biāo)準(zhǔn)模型

閥門標(biāo)準(zhǔn)模型見公式（3），其中閥門排放系數(shù)需要相應(yīng)試驗提供。

3. 閥門標(biāo)準(zhǔn)模型

將以上兩種單相水排放模型的計算結(jié)果與安全閥鑒定試驗結(jié)果進行對比（見圖1），在相同壓力范圍內(nèi)，ZALOUDEK模型的計算值較鑒定試驗值偏大，對超壓分析而言該模型不保守。采用閥門標(biāo)準(zhǔn)模型，當(dāng)？灼取值為0.441時，相同壓力下閥門排放流量計算值低于鑒定試驗值，并且具有10%的分析裕量，因此，低溫水密實工況超壓分析選取閥門標(biāo)準(zhǔn)模型。

3.2 閥門動態(tài)模型

在超壓瞬態(tài)分析中利用系統(tǒng)程序?qū)Π踩y在瞬態(tài)過程中的響應(yīng)動作進行模擬，擬計算出穩(wěn)壓器安全閥的開啟時刻、動作時間以及開度等，根據(jù)安全閥的開度可以獲得閥門當(dāng)前時刻的過水流量，閥門的動作時間包括閥門的開啟時間和關(guān)閉時間。針對瞬態(tài)過程建立的安全閥動作模型如下：

第一步，計算閥門達到開啟整定值的時刻。

由圖2可知，假設(shè)（T-DT，T）時間范圍內(nèi)系統(tǒng)壓力為線性變化，其中，POLD為T-DT時刻測量點位置的壓力，P為T時刻測量點位置的壓力，計算閥門達到開啟整定值PO的時刻TOUVSPR。如果TOUVSPR在（T-DT，T）范圍內(nèi)，說明閥門在當(dāng)前計算步長內(nèi)達到開啟壓力，需進一步計算閥門開度；如果TOUVSPR大于T，說明閥門在當(dāng)前計算步長內(nèi)未達到開啟壓力。

第二步，計算閥門的開度。

1）如果T-DT時刻閥門未開啟，且閥門達到開啟整定值的時刻位于當(dāng)前計算步長內(nèi)，則：

式中，OUVSP0為閥門初始開度；TRO為閥門開啟的死區(qū)時間，也就是TOUVSPR時刻達到閥門的開啟整定值，TOUVSPR+TRO時刻閥門才開始打開；DTO為閥門完全打開所需的時間，等式右邊第二項表示T時刻閥門增加的開度；

2）如果T-DT時刻閥門已開啟，且閥門達到開啟整定值的時刻小于T-DT，這時閥門處于持續(xù)開啟狀態(tài)，開度計算方法同1）；

3）如果OUVSPR大于1，則閥門完全打開，置開度為1。

需要說明的是，由圖3可知曲線I表示程序模擬的閥門開啟是線性的，而曲線II反映了實際的閥門開啟特性，針對超壓分析而言，程序模擬的閥門特性是偏保守的。

4 安全評價

系統(tǒng)超壓分析通常選取極限的能量輸入或質(zhì)量輸入工況作為初因事件，經(jīng)論證分析，在ACP1000核電廠啟/停堆工況下，反應(yīng)堆冷卻劑泵誤停后再啟動和中壓安注誤動作引起的系統(tǒng)超壓是這兩類工況中最嚴(yán)重的。因此，通過對這兩種工況的瞬態(tài)計算，以評價ACP1000穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護方案的有效性。

4.1 評價準(zhǔn)則及分析輸入

根據(jù)ACP1000反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力-溫度限制曲線，當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑溫度小于反應(yīng)堆壓力容器材料無延性轉(zhuǎn)變參考溫度時，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力超過低溫狀態(tài)下的壓力限值4.6MPa可能引起壓力容器局部發(fā)生脆性斷裂。因此，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)低溫水密實工況安全評價的壓力限值取4.6MPa。

采用THEMIS程序進行計算，THEMIS程序能夠模擬壓水堆核電站瞬態(tài)工況下的系統(tǒng)響應(yīng)過程。對低溫水密實工況反應(yīng)堆各個部件的初始狀態(tài)、穩(wěn)壓器安全閥特性、質(zhì)量輸入和能量輸入工況的初因事件進行建模。在分析建模時需全面考慮單一故障、測量通道的延遲時間和精度、安全閥的背壓、閥門動作的死區(qū)時間和行程時間、閥門開啟/關(guān)閉的壓力整定值等具體參數(shù)值。

4.2 中壓安注誤動作

當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于單相滿水時，由于各種原因，如操縱員誤動作，中壓安注泵投入運行。由于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于單相滿水狀態(tài)，這種額外的質(zhì)量注入將迅速引起反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和余熱排出系統(tǒng)壓力升高，升高的幅度取決于質(zhì)量注入的速率。分析中假設(shè)全部兩列中壓安注誤啟動且最小流量管線關(guān)閉，三組穩(wěn)壓器安全閥中有兩組有效。

圖4比較了RHRS安全閥和穩(wěn)壓器安全閥分別獨立應(yīng)對該事件的卸壓效果，從圖中可見依靠穩(wěn)壓器安全閥卸壓的系統(tǒng)壓力峰值為4.47MPa，沒有超過低溫工況下的壓力限值4.6MPa。而單獨依靠RHRS安全閥卸壓則不能有效緩解壓力瞬態(tài)，瞬態(tài)初期系統(tǒng)壓力峰值達到4.91MPa。

圖5比較了瞬態(tài)過程中RHRS安全閥和穩(wěn)壓器安全閥的過水流量，兩種安全閥的過水流量基本相當(dāng)。在閥門動作時間的性能指標(biāo)上，穩(wěn)壓器安全閥優(yōu)于RHRS安全閥，由此可見安全閥的動作時間在緩解系統(tǒng)瞬態(tài)壓力方面起主要作用。

4.3 反應(yīng)堆冷卻劑泵誤啟動

在啟/停堆工況，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)處于水密實狀態(tài)，反應(yīng)堆冷卻劑泵有可能停運，系統(tǒng)持續(xù)降溫，蒸發(fā)器二次側(cè)熱量沒有及時導(dǎo)出，在一段時間后一次側(cè)和二次側(cè)間就建立起溫差。當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑泵重新啟動后，一回路較冷的冷卻劑流經(jīng)蒸汽發(fā)生器會被加熱。由于系統(tǒng)處于單相滿水狀態(tài)，冷卻劑被加熱后體積膨脹會導(dǎo)致系統(tǒng)壓力升高，升高幅度取決于一、二次側(cè)溫差的大小。

分析中考慮一、二次側(cè)最大溫差為160℃，實際溫差遠小于該數(shù)值，假設(shè)三組穩(wěn)壓器安全閥中有兩組有效，該工況反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力峰值為4.16MPa（見圖6），小于低溫工況下的壓力限值4.6MPa?？偟膩砜矗瑢τ贏CP1000而言，能量輸入工況瞬態(tài)壓力峰值低于質(zhì)量輸入的工況。

5 結(jié)論

ACP1000系統(tǒng)設(shè)計利用穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護，根據(jù)穩(wěn)壓器安全閥和控制系統(tǒng)設(shè)計參數(shù)建立了偏保守的安全分析模型，分別針對中壓安注誤啟動和反應(yīng)堆冷卻劑泵誤啟動兩種極限的初因事件，利用系統(tǒng)程序開展了低溫工況下反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的超壓瞬態(tài)模擬，評價了ACP1000低溫超壓保護方案的有效性。安全分析結(jié)果表明：

（1）針對啟/停堆工況可能出現(xiàn)極限的質(zhì)量輸入和能量輸入瞬態(tài)工況，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力峰值滿足限值要求，穩(wěn)壓器安全閥提供低溫超壓保護的方案滿足安全要求。

（2）對于ACP1000系統(tǒng)而言，質(zhì)量輸入瞬態(tài)工況的壓力峰值比能量輸入工況的峰值大很多，建議加強低溫水密實工況中壓安注誤動作的防范措施及運行監(jiān)督要求，例如進入低溫工況后打開中壓安注泵的最小流量管線，以減小中壓安注啟動工況下注入的冷卻劑速率。

【參考文獻】

[1]HAD102-08，核動力廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)的設(shè)計，第4.2.8.3節(jié).

[2]NRC Branch Technical Position 5-2， Overpressure Protection of Pressurized Water Reactors While Operating at Low Temperature，Standard Review Plan，U.S.Nuclear Regulatory Commission，March 2007.