華龍一號機組MSLB事故下反應(yīng)堆安全性仿真分析

王 建，陳 杰，湯晨瑾，張功慶，謝成龍

（1.福建福清核電有限公司，福建 福清 350318；2.中國核電工程有限公司，北京 100840；3.中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司，武漢 430223）

0 引言

華龍一號是中國首個具有完整自主知識產(chǎn)權(quán)的三代核電堆型[2]，在能動安全的基礎(chǔ)上，華龍一號還采取了非能動安全措施，多樣化的安全系統(tǒng)設(shè)計進一步提高了機組的可靠性，使其能在發(fā)生超設(shè)計基準事故、嚴重事故時保障反應(yīng)堆的安全，避免放射性物質(zhì)向環(huán)境的大量釋放。

開展機組事故安全分析對于華龍一號機組的設(shè)計驗證具有重要意義，熱停堆工況下主蒸汽管線破口事故是壓水堆核電廠的設(shè)計基準事故。事故發(fā)生后，蒸汽管線破口引起的蒸汽排放，最初將導(dǎo)致蒸汽流量增加，而后在事故期間由于蒸汽壓力下降，蒸汽流量減小。在這個過程中，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)由于二回路的冷卻，溫度和壓力都下降。在存在負的慢化劑溫度系數(shù)的情況下，溫度降低導(dǎo)致正反應(yīng)性引入。如果假定在緊急停堆之后，具有最高負反應(yīng)性的一組控制棒組件卡在完全抽出的位置，則增加了堆芯臨界并返回功率運行的風(fēng)險[3]，容易造成堆芯燃料包殼因過熱而燒毀。

本文利用華龍一號機組數(shù)據(jù)，對典型熱停堆工況下主蒸汽管道破口事故進行模擬仿真，分析事故發(fā)生后華龍一號機組關(guān)鍵參數(shù)的演變過程，驗證主要反應(yīng)堆保護動作及專設(shè)安全設(shè)施動作響應(yīng)正確性。

1 仿真方法

1.1 仿真建模

華龍一號機組數(shù)據(jù)的模擬仿真是依托中核武漢核電運行技術(shù)股份有限公司（CNPO）有知識產(chǎn)權(quán)的RINSIM仿真平臺，建立核電廠的主要系統(tǒng)過程仿真模型，包括堆芯物理、熱工水力、重要一回路輔助系統(tǒng)、電氣系統(tǒng)，以及其它主要電廠工藝系統(tǒng)模型。依據(jù)機組儀控系統(tǒng)設(shè)計要求，建立核電廠控制系統(tǒng)仿真模型，并與工藝過程仿真模型集成。具體建模方法如下：

1）堆芯物理模型

采用堆芯物理學(xué)模擬程序SimCore，建立三維堆芯模型。SimCore程序是RINSIM平臺仿真組件，采用兩群三維模型，在兩群擴散方程求解時采用分離變量法，總功率變化用振幅函數(shù)求解，功率分布采用形狀函數(shù)求解，以更準確模擬堆芯劇烈的反應(yīng)性變化，特別是控制棒故障導(dǎo)致的堆芯功率變化。堆芯空間節(jié)點徑向?qū)凑彰總€燃料組件劃分，軸向?qū)⒄諒较蚬?jié)點尺寸劃分為18個節(jié)點。

2）主回路冷卻劑系統(tǒng)模型

采用成熟的實時熱工水力計算程序SimTherm，對反應(yīng)堆一回路冷卻劑系統(tǒng)進行仿真建模，提高了仿真模型對于事故的動態(tài)演變過程的仿真精度。

3）其它工藝系統(tǒng)模型

采用RINSIM仿真平臺中的圖形化仿真建模軟件SimGen，進行核電廠其它工藝系統(tǒng)及電氣系統(tǒng)圖形化建模。SimGen中包含成熟的工藝流體網(wǎng)絡(luò)和電氣模塊算法庫，可以完成流體系統(tǒng)（包括可壓縮流體網(wǎng)絡(luò)和不可壓縮流體網(wǎng)絡(luò)）、控制系統(tǒng)，以及電氣系統(tǒng)模型開發(fā)。

4）控制系統(tǒng)模型

基于圖形化仿真建模軟件SimGen中成熟的控制模塊庫完成一層控制系統(tǒng)仿真建模，并與工藝仿真模型數(shù)據(jù)進行實時交互。

1.2 初始狀態(tài)

仿真模型可以模擬涵蓋維修冷停堆狀態(tài)至滿功率運行狀態(tài)、各事故狀態(tài)，以及包括運行規(guī)程（包括在停堆換料期間的電站狀態(tài)）內(nèi)的電廠工況，建立的初始條件清單見表1。

表1 初始條件清單Table 1 List of initial conditions

本文主要仿真分析熱停堆工況下主蒸汽管線破口事故，同時假設(shè)最高負反應(yīng)性的一組控制棒組件卡在完全抽出的位置。選取熱停堆工況作為事故分析的初始狀態(tài)，是由于在反應(yīng)堆處于熱停堆時，主蒸汽管道破口事故的后果較功率運行時更為嚴重。一方面，功率運行時，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)所含能量比零功率時更多，燃料棒中也會存有一部分能量，這些能量提供了一定的熱慣性，推遲了達到相應(yīng)于零功率的溫度和反應(yīng)堆停堆裕量所需的時間。另一方面，在熱停堆時，二回路流體的初始質(zhì)量較多，蒸汽發(fā)生器的壓力也較高，所以反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)降溫的幅度會更大，持續(xù)的時間也更長[1]。

將華龍一號機組仿真模型初始工況設(shè)置為熱停堆狀態(tài)，此時蒸汽通過汽機旁路系統(tǒng)TSC/A排入凝汽器或排向大氣，主蒸汽隔離閥（Main Steam Isolation Valve，MSIV）開啟，MSIV旁路管線關(guān)閉，輔助給水系統(tǒng)給水泵汽輪機供汽管線隔離閥開啟，MSIV上游疏水管線隔離，表2為熱停堆狀態(tài)下模型主要參數(shù)。

表2 熱停堆狀態(tài)下模型主要參數(shù)Table 2 Main parameters of the model under thermal shutdown condition

1.3 故障描述

主要事件序列：

1）0 s事故發(fā)生前，反應(yīng)堆處于熱停堆狀態(tài)，蒸汽壓力為7.63 MPa，溫度為291.7 ℃。

2）0 s時，插入1號蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，SG），安全殼外主蒸汽管線出現(xiàn)當(dāng)量直徑730 mm的破口故障，并疊加插入具有最高負反應(yīng)性的一組控制棒組件卡在完全抽出的位置故障。

3）2 s時，蒸汽管道之間的壓差高觸發(fā)安注信號，安住信號觸發(fā)輔助給水啟動。

圖1 MSLB事故后穩(wěn)壓器壓力曲線圖Fig.1 Pressure curve of PRZ after MSLB accident

4）3 s時，主給水隔離。

5）8 s時，主蒸汽隔離。

6）45 s時，安注開始，含硼水注入。

7）81 s時，堆芯重返臨界。

2 仿真結(jié)果與分析

2.1 穩(wěn)壓器壓力

插入主蒸汽管線破口故障后，首先由于一條主蒸汽管線大破口，二回路大量蒸汽從破口處釋放，帶走大量熱量，

導(dǎo)致一回路迅速過冷，穩(wěn)壓器（Pressurizer，PRZ）壓力從15.3854 Mpa快速下降，之后由于蒸發(fā)器排空，破口處蒸汽流量的減小，再加上安注的注入，穩(wěn)壓器壓力停止下降，

并逐漸開始回升。

2.2 冷卻劑溫度

1）未受影響環(huán)路冷卻劑溫度

插入主蒸汽管線破口故障后，由于破口發(fā)生在1號SG，一環(huán)路被迅速冷卻，一環(huán)路冷卻劑溫度大幅度降低，進而導(dǎo)致流入到壓力容器內(nèi)的冷卻劑溫度較低，使完好環(huán)路的堆芯出口熱段溫度降低。由于完好環(huán)路蒸發(fā)器在跳堆后蒸汽流量很小，造成完好環(huán)路熱段溫度略低于冷段溫度，之后隨著破口蒸發(fā)器的釋放流量減小，破口SG逐漸排空，完好的SG冷段和熱段溫度接近一致，逐漸降低。

2）受影響環(huán)路冷卻劑溫度

插入主蒸汽管線破口故障后，1號SG大量蒸汽釋放，造成一環(huán)路冷段溫度快速下降，冷熱段溫差增大，之后由于破口處蒸汽釋放流量的減少，冷熱段溫差逐漸減小，隨著1號SG接近排空，冷熱段溫差接近相等，但是由于輔助給水的投入，仍能保持一定溫差。

圖2 MSLB事故后未受影響環(huán)路冷卻劑溫度曲線圖Fig.2 Coolant temperature curve of unaffected loop after MSLB accident

圖3 MSLB事故后受影響環(huán)路冷卻劑溫度曲線圖Fig.3 Coolant temperature curve of affected loop after MSLB accident

圖4 MSLB事故后反應(yīng)性曲線圖Fig.4 Reactivity curve after MSLB accident

圖5 MSLB事故后核功率曲線圖Fig.5 Nuclear power curve after MSLB accident

2.3 反應(yīng)性

插入主蒸汽管線破口故障后，初期由于一回路過冷引入了大量正反應(yīng)性，反應(yīng)性開始迅速增加，82 s后，反應(yīng)堆重返臨界。隨后由于破口處流量的下降，一回路溫度降低速率開始減緩，加上安注啟動后含硼水的注入，堆芯硼濃度開始上升，引入負反應(yīng)性，反應(yīng)性持續(xù)下降。

2.4 核功率

初始狀態(tài)核功率為0，故障插入后大量正反應(yīng)性的引入導(dǎo)致反應(yīng)堆重返臨界，核功率開始增加，隨后由于一回路冷卻劑系統(tǒng)、安注系統(tǒng)等一系列系統(tǒng)的動作反應(yīng)性逐漸下降，轉(zhuǎn)變?yōu)樨摲磻?yīng)性后，核功率也開始下降，隨著負反應(yīng)性越來越大，核功率逐漸降至0。

圖6 MSLB事故后蒸汽發(fā)生器壓力曲線圖Fig.6 SG pressure curve after MSLB accident

2.5 蒸汽發(fā)生器壓力

插入主蒸汽管線破口故障后，1號SG由于相連主蒸汽管道出現(xiàn)大破口，壓力迅速下降，之后逐漸降至大氣壓附近。對于其余兩臺完好的蒸發(fā)器，初始由于向破口SG1排放蒸汽，壓力下降，主蒸汽隔離之后，壓力上升，隨后又因為安注系統(tǒng)和輔助給水作用，壓力持續(xù)下降。

2.6 蒸汽流量

插入故障后，1號破口SG蒸汽流量迅速增加，其余兩臺SG蒸汽流量也快速增加，從破口SG處流出。隨著主蒸汽隔離，完好蒸汽發(fā)生器蒸汽流量迅速下降，故障蒸發(fā)器隨著蒸汽壓力下降，蒸汽流量隨之下降。由于輔助給水一直注入，一直有蒸汽流量從破口排出。

3 結(jié)論

圖7 MSLB事故后蒸汽流量曲線圖Fig.7 Steam flow curve after MSLB accident

本文基于華龍一號機組數(shù)據(jù)，選取熱停堆工況下主蒸汽管線破口事故進行仿真分析。從以上仿真結(jié)果可以看出：在二回路主蒸汽管線出現(xiàn)大破口后，2 s安注信號就被成功觸發(fā)。由于蒸汽流量增加和蒸汽壓力降低，主蒸汽隔離閥快速關(guān)閉，有效減少了蒸汽釋放量。正常給水隔離，輔助給水投入，減緩了一回路溫度降低速率。反應(yīng)堆雖然重返臨界，但是安注啟動后含硼水的注入，堆芯硼濃度開始上升引入負反應(yīng)性，反應(yīng)性持續(xù)下降，反應(yīng)堆最終維持在次臨界狀態(tài)。證明在發(fā)生異常事故后，機組主要反應(yīng)堆保護動作及專設(shè)安全設(shè)施動作響應(yīng)正確，華龍一號安全保護系統(tǒng)設(shè)計能夠保證堆芯處于穩(wěn)定的安全停堆狀態(tài)，核電廠的安全性基本不會受到影響。