全廠斷電事故下非能動核電廠系統(tǒng)響應(yīng)及敏感性研究

張　盼，趙傳奇，王業(yè)輝，胡文超，潘昕懌

全廠斷電事故下非能動核電廠系統(tǒng)響應(yīng)及敏感性研究

張盼，趙傳奇，王業(yè)輝，胡文超，潘昕懌*

（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京100082）

福島核事故發(fā)生以后，全廠斷電事故成為了關(guān)注的熱點。為了研究核電廠在全廠斷電事故后的系統(tǒng)響應(yīng)，文章采用系統(tǒng)分析程序針對非能動核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備建立系統(tǒng)級模型，并開展計算分析。獲得了主回路系統(tǒng)、安全系統(tǒng)關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)響應(yīng)，得出如下結(jié)論：全廠斷電事故后，非能動核電廠依靠蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，SG）和非能動余熱排出系統(tǒng)（Passive Residual Heat Removal system，PRHR）能夠及時帶出堆芯衰變熱；PRHR啟動的早晚影響SG二次側(cè)冷卻劑進行堆芯余熱的帶出，但對反應(yīng)堆冷卻能力的影響并不大；堆芯補水箱（Core Makeup Tanks，CMT）向主回路注入冷卻劑的質(zhì)量和速率對主回路溫度、壓力、穩(wěn)壓器液位的影響很大，可考慮調(diào)節(jié)CMT注入管線的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。

全廠斷電；非能動；PRHR；CMT

福島核事故發(fā)生之后，全廠斷電事故緩解措施方面的研究受到業(yè)界廣泛關(guān)注。CAP1400是先進的第三代核電堆型，安全系統(tǒng)采用了非能動安全設(shè)計理念。在全廠斷電事故下，堆芯衰變熱主要由非能動堆芯冷卻系統(tǒng)帶出至安全殼內(nèi)置換料水箱，并通過非能動安全殼冷卻系統(tǒng)將熱量傳遞至最終熱阱—大氣。在整個事故緩解過程中，PRHR HX的換熱性能至關(guān)重要，它是決定反應(yīng)堆安全的關(guān)鍵因素，因此有必要開展PRHR HX換熱特性的研究。

國內(nèi)外的廣大學(xué)者針對全廠事故及用于緩解事故后果的安全系統(tǒng)性能開展了大量研究工作。對于非能動核電廠，其主要通過SG和PRHR系統(tǒng)來排出事故后的堆芯衰變熱。聶昌舉基于SG液位低信號觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，同時發(fā)生全廠斷電的假設(shè)，采用修改后的LOFTRAN程序分析AP1000核電廠全廠斷電事故的瞬態(tài)[1]；張亞培等采用RELAP5程序分析了CPR1000全廠斷電事故的瞬態(tài)特性[2]；袁添鴻等采用RELAP5程序分析了AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)性能[3]；王寶生等采用PRHRSDSC程序分析了AP1000核電廠非能動余熱排出系統(tǒng)的瞬態(tài)特性[4]。此外，針對非能動余熱排出系統(tǒng)性能開展了大量試驗研究和數(shù)值仿真工作[5-12]。

本文采用RELAP5程序分析了非能動核電廠在全廠斷電事故后系統(tǒng)的瞬態(tài)響應(yīng)，并開展電廠瞬態(tài)響應(yīng)對不同參數(shù)的敏感性分析。

1　計算模型及工況

1.1　幾何模型

在全廠斷電事故下，反應(yīng)堆停堆后一段時間內(nèi)，核電廠堆芯的衰變熱將由SG帶至二回路，由于SG二次側(cè)給水的喪失導(dǎo)致二次側(cè)的水位逐漸降低，當(dāng)出現(xiàn)SG二次側(cè)低水位信號時觸發(fā)PRHR系統(tǒng)。之后，主要由PRHR系統(tǒng)帶出堆芯衰變熱，維持堆芯的冷卻。在事故的后期，由于內(nèi)置換料水箱（In-containment Refueling Water Storage Tank，IRWST）內(nèi)流體溫度達到飽和溫度并蒸發(fā)，致使安全殼內(nèi)溫度和壓力上升，可能會觸發(fā)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的投運，將大氣環(huán)境作為堆芯衰變熱排出的最終熱阱。

考慮到計算程序無法模擬IRWST內(nèi)冷卻劑蒸發(fā)后通過非能動安全殼冷卻系統(tǒng)冷凝—收集—回流的過程，計算過程在堆芯產(chǎn)生衰變熱與PRHR熱交換器和CMT注入冷水的換熱量到達平衡狀態(tài)時終止。計算模型包括主回路系統(tǒng)（堆芯、壓力容器、穩(wěn)壓器、主管道、4臺主泵、2臺SG）、非能動余熱排出系統(tǒng)（管道、熱交換器、閥門、IRWST等）、堆芯補水箱（CMT）系統(tǒng)（平衡管線、CMT、直接注入管線等）。堆芯額定功率3 400 MW；壓力容器內(nèi)正常質(zhì)量流量15 160 kg/s；穩(wěn)壓器壓力15.5 MPa，穩(wěn)壓器設(shè)置電加熱系統(tǒng)、連接冷管段的噴淋系統(tǒng)和安全閥；IRWST初始溫度49 ℃，水箱上部采用時間相關(guān)控制體模擬安全殼內(nèi)的大氣空間；單臺CMT容積13.6 L，內(nèi)含與安全殼內(nèi)環(huán)境溫度一致冷水。計算模型節(jié)點圖如圖1所示。

1.2　計算工況

本文主要研究非能動核電廠在全廠斷電事故下的瞬態(tài)響應(yīng)，并分析PRHR熱交換器投入時間及1列CMT失效對核電廠瞬態(tài)的影響。考慮到SG液位是PRHR投入運行的觸發(fā)信號，而PRHR的投入時間對事故進程有影響。此外，CMT的安注流量對堆芯冷卻和穩(wěn)壓器的液位有重要影響。因此，開展了如下4組工況的計算，如表1所示。

圖1　計算模型節(jié)點圖

表1　計算工況表

2　計算結(jié)果及分析

2.1　事故進程

在計算過程中，程序先運行200 s的穩(wěn)態(tài)，使系統(tǒng)參數(shù)達到核電廠穩(wěn)態(tài)運行狀態(tài)。工況1主要事件的時間序列如表2所示。

表2　工況1主要事件的時間序列

2.2　事故后關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)分析

本部分主要分析全廠斷電事故下主回路系統(tǒng)的壓力、溫度、流量、SG液位、穩(wěn)壓器液位、PRHR流量、CMT流量等關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)響應(yīng)。圖2、圖3給出了工況1下的主回路流量、PRHR流量、CMT流量的瞬態(tài)。

核電廠系統(tǒng)布置采用2條熱管段和4條冷管段的布置方式，所以單條熱管段流量是單條冷管段流量的2倍。圖2可以看出，發(fā)生全廠斷電事故后，主回路的質(zhì)量流量迅速下降，反應(yīng)堆堆芯衰變熱先由SG和堆芯之間形成的自然循環(huán)流量帶出。當(dāng)3 590 s時，PRHR系統(tǒng)啟動及隨后CMT內(nèi)冷水的注入，主回路流量瞬時增加，之后逐漸減小并維持在穩(wěn)定水平。

圖3給出的是PRHR管線和CMT管線的質(zhì)量流量瞬態(tài)曲線。PRHR的投入是由SG二次側(cè)液位低信號觸發(fā)，在PRHR系統(tǒng)投入后，堆芯衰變熱主要由PRHR熱交換器帶出。PRHR在剛投入時，質(zhì)量流量到達峰值，之后緩慢下降并趨于穩(wěn)定。

圖2　工況1下主回路冷管段和熱管段的質(zhì)量流量瞬態(tài)曲線

圖3　工況1下PRHR管線和CMT管線質(zhì)量流量瞬態(tài)曲線

CMT由冷管段溫度低信號觸發(fā)。由于PRHR系統(tǒng)的投運，反應(yīng)堆引入一個瞬時的高的注入流量，導(dǎo)致冷管段溫度瞬時快速下降，達到冷管段低溫設(shè)定值，從而觸發(fā)CMT投入運行。當(dāng)CMT啟動時，注入流量達到峰值，隨后逐漸降低。

圖4給出了4組工況下穩(wěn)壓器壓力的瞬態(tài)曲線。在全廠斷電事故發(fā)生后，主回路冷卻劑流量迅速下降，導(dǎo)致穩(wěn)壓器的壓力先上升。隨后，堆芯與SG之間的自然循環(huán)建立，成為堆芯衰變熱導(dǎo)出的唯一途徑。在這個階段，穩(wěn)壓器的壓力緩慢下降。當(dāng)PRHR啟動時，主回路冷卻能力瞬時增大。之后，CMT注入啟動，CMT內(nèi)大量冷水的注入進一步加快了穩(wěn)壓器壓力的下降。隨著CMT中冷水的持續(xù)注入，流經(jīng)堆芯被加熱后，溫度升高，密度降低，從而使一回路水體積膨脹，導(dǎo)致穩(wěn)壓器壓力持續(xù)上升。

圖4　4組工況下穩(wěn)壓器壓力瞬態(tài)曲線

對比上述4組工況：

（1）工況2與工況1對比可以看出：1列CMT失效后，壓力降低的幅度減小。同時，通過CMT注入主回路的冷水總量降低，穩(wěn)壓器壓力上升的速率相對較??；

（2）對比工況1、工況3和工況4，由于PRHR啟動時間的差異，導(dǎo)致CMT啟動時間之間的差異，但CMT注入主回路的冷水總量是一致的。所以，在3組工況下，穩(wěn)壓器壓力上升速率是一致的，只是達到最低壓力值并開始上升的時間之間存在一定的差異。

圖5給出了4組工況下冷管段溫度的瞬態(tài)曲線。當(dāng)全廠斷電事故發(fā)生后，冷管段溫度先小幅上升，隨后維持相對穩(wěn)定狀態(tài)，直到PRHR啟動及CMT注入管線開啟，冷管段溫度快速下降，最后逐漸趨于穩(wěn)定，說明此時系統(tǒng)中堆芯產(chǎn)生的衰變熱與PRHR系統(tǒng)的換熱量和CMT注入冷水的換熱量之間達到平衡狀態(tài)。

對比4組工況：

（1）工況1與工況2對比發(fā)現(xiàn)：由于1列CMT失效，工況2向堆芯注入的冷水總量要少于工況1，所以工況2下冷管段溫度要高于工況1；

（2）工況1、工況3和工況4對比，由于PRHR系統(tǒng)啟動時刻不同，導(dǎo)致溫度開始迅速下降的時刻不同，但經(jīng)過一段時間之后，3組工況下冷管段溫度趨于穩(wěn)定，說明此時系統(tǒng)中堆芯產(chǎn)生的衰變熱與PRHR系統(tǒng)的換熱量和CMT注入冷水的換熱量之間達到平衡狀態(tài)。

圖5　4組工況下冷管段溫度瞬態(tài)曲線

圖6給出了4組工況下熱管段溫度的瞬態(tài)曲線。在全廠斷電事故發(fā)生后，由于主泵惰轉(zhuǎn)，熱管段溫度先小幅下降，后逐漸保持穩(wěn)定。當(dāng)PRHR啟動及CMT注入管線開啟，熱管段的溫度快速下降，最后逐漸趨于穩(wěn)定，說明系統(tǒng)中堆芯產(chǎn)生的衰變熱與PRHR系統(tǒng)的換熱量和CMT注入冷水的換熱量之間達到平衡狀態(tài)。

對比4組工況：

（1）工況1與工況2對比發(fā)現(xiàn)：由于1列CMT失效，工況2向堆芯注入的冷水總量要少于工況1，所以工況2下熱管段溫度要高于工況1；

（2）工況1、工況3和工況4對比，由于PRHR系統(tǒng)啟動時刻不同，導(dǎo)致溫度開始迅速下降的時刻不同，但經(jīng)過一段時間之后，3組工況下熱管段溫度基本趨于一致，工況1略高于工況3，略低于工況4，主要是蒸汽發(fā)生器二次側(cè)冷卻劑參與一回路熱量排出的數(shù)量之間存在差異。

圖6　4組工況下熱管段溫度瞬態(tài)曲線

圖7給出了4組工況下SG液位的瞬態(tài)曲線。在全廠斷電事故發(fā)生后，主給水喪失，堆芯衰變熱傳遞至SG的二次側(cè)，導(dǎo)致二次側(cè)超壓，SG安全閥開啟向安全殼內(nèi)釋放蒸汽，SG液位持續(xù)下降。當(dāng)SG液位到達低水位設(shè)定值時，啟動PRHR系統(tǒng)，由PRHR系統(tǒng)來進行衰變熱排出。由于PRHR系統(tǒng)換熱能力強，主回路溫度大幅下降，導(dǎo)致堆芯衰變熱無法再通過SG一次側(cè)傳遞至二次側(cè)。所以，SG的液位維持在穩(wěn)定狀態(tài)。

圖7　4組工況下SG液位瞬態(tài)曲線

對比4組計算工況：

（1）工況1和工況2下，SG的液位變化趨勢是一致的；

（2）工況1、工況3和工況4下，在PRHR系統(tǒng)啟動前，液位下降趨勢完全一致。

由于3組工況的低液位設(shè)定值不同，且在PRHR啟動后，SG二次側(cè)向主回路反向傳熱，SG的液位保持在低液位設(shè)定值的水平?；谶@個現(xiàn)象，說明低液位信號的設(shè)定值決定了SG二次側(cè)冷卻劑參與堆芯衰變熱帶出的總量，低液位值設(shè)定的越低，則參與換熱的SG二次側(cè)冷卻劑的總量越多；低液位值設(shè)定的越高，則參與換熱的SG二次側(cè)冷卻劑的總量越少。

圖8給出了4組工況下穩(wěn)壓器水位的瞬態(tài)變化。在全廠斷電事故發(fā)生后，穩(wěn)壓器的液位先緩慢上升，在PRHR系統(tǒng)啟動后，穩(wěn)壓器液位快速下降，CMT注入管線開啟之后，穩(wěn)壓器液位又開始持續(xù)上升。隨著穩(wěn)壓器液位的持續(xù)升高，可能導(dǎo)致穩(wěn)壓器滿溢的風(fēng)險，造成穩(wěn)壓器安全閥無法回座。因此，在事故過程中，可以通過CMT出口管線下游的流量調(diào)節(jié)孔板，增大管線的阻力，降低CMT注入流量，避免穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。

圖8　4組工況下穩(wěn)壓器液位瞬態(tài)曲線

對比上述4組工況：

（1）工況2與工況1對比可以看出：1列CMT失效后，主回路溫度降幅要小，壓力降低的幅度減小。同時，工況2通過CMT注入主回路速率相比于工況1較小，因水體積膨脹導(dǎo)致穩(wěn)壓器液位上升也較慢。所以，工況2下的穩(wěn)壓器液位相比于工況1呈現(xiàn)先高后低的規(guī)律；

（2）對比工況1、工況3和工況4，由于PRHR啟動的時間的差異，導(dǎo)致CMT啟動的時間之間的差異，但CMT注入主回路的冷水量是一致的。所以，在3組工況下，穩(wěn)壓器液位上升速率是一致的，只是達到最低液位值的時刻存在一定的差異。

3　結(jié)論

文章針對非能動核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備建立系統(tǒng)級的計算模型，分析了核電廠全廠斷電事故后的系統(tǒng)響應(yīng)，并開展部分參數(shù)的敏感性分析，得出如下結(jié)論：

（1）在全廠斷電事故下，非能動核電廠依靠SG和PRHR系統(tǒng)能夠?qū)⒎磻?yīng)堆的衰變熱帶出，維持堆芯的冷卻；

（2）PRHR系統(tǒng)由SG低水位信號觸發(fā)，低水位設(shè)定值的大小會影響參與換熱的SG二次側(cè)冷卻劑總量大小，但對堆芯冷卻能力的影響較??；

（3）CMT向主回路注入冷卻劑的質(zhì)量和速率對主回路溫度、壓力、穩(wěn)壓器液位的影響很大，可考慮調(diào)節(jié)CMT注入管線的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止穩(wěn)壓器液位快速升高而發(fā)生滿溢。

［1］ 聶昌舉．AP1000全廠斷電事故分析［J］．核電工程與技術(shù)，2011，（3）：16-20.

［2］ 張亞培，田文喜，秋穗正，等．CPR1000全廠斷電事故瞬態(tài)特性分析［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2011，45（9）：1056-1059.

［3］ 袁添鴻，于雷，王川．全廠斷電事故下AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)分析［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44（增刊）：248-252.

［4］ 王寶生，王冬青，董化平．全廠斷電事故下AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)瞬態(tài)特性數(shù)值分析［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2013，47（9）：1514-1521.

［5］ M.M.Corletti，L.E.Hoehreiter，D.Squarer.AP600 passive residual heat exchanger test［C］．Proe.Of the 1st JSME/ ASME Joint Int.Conference on Nuclear Engineering.

［6］ J.N.Reyes，et al.Final Report of NRC AP600 Research Conducted at Oregon State University［R］．NUREG/ CR-6641.1999/7.

［7］ J.N.Reyes，et al.Scaling analysis for the OSU AP600 test facility（APEX）［J］．Nuclear Engineering and Design，1997，（186）：53-109.

［8］ 張鈺浩，陸道綱，王忠毅，等．AP1000非能動余熱排出熱交換器縮比C型管束二次側(cè)傳熱模型實驗研究［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2016，50（10）：1763-1770.

［9］ 夏會寧．AP1000核電廠非能動余熱排出熱交換器數(shù)值模擬及其設(shè)計優(yōu)化［D］．北京：華北電力大學(xué)，2014.

［10］薛若軍，鄧程程，彭敏?。悄軇佑酂崤懦鰺峤粨Q器數(shù)值模擬［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44（4）：429-435.

［11］張文文，叢騰龍，田文喜，等．非能動余熱排出熱交換器換熱能力數(shù)值分析［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2015，49（6）：1032-1038

［12］門啟明，王學(xué)生，馮葵香，等．非能動余熱排出熱交換器傳熱過程的數(shù)值模擬［J］．華東理工大學(xué)學(xué)報（自然科學(xué)版），2014，40（1）：26-32

Study on the System Response and Sensitivity of Passive Nuclear Power Plants under Station Blackout Accident

ZHANG Pan，ZHAO Chuanqi，WANG Yehui，HU Wenchao，PAN Xinyi*

（Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China）

After the Fukushima nuclear accident, the station blackout accident became a focus of attention. In order to study the system response of the nuclear power plant after the station blackout accident, a system-level model for the system and equipment of a passive nuclear power plant is established by using a system analysis code, and the calculation and analysis are carried out. The transient response of key parameters of the primary circuit system and the safety system is obtained, and the conclusions are as follow: After the station blackout accident, the passive nuclear power plant relies on the steam generator (SG) and the passive residual heat removal system (PRHR) can bring out the core decay heat in time. The PRHR start sooner or later affects the SG secondary side coolant to carry out the residual heat of the core, but it has little effect on the cooling capacity of the reactor core. The mass and flow rate of the coolant from CMT inject into the primary circuit have a great influence on the temperature, pressure and pressurizer water level. It can be considered to adjust the resistance of the CMT injection pipeline, so that the CMT injection flow rate is at a reasonable level to prevent the pressurizer from overflowing.

Station blackout；Passive；PRHR；CMT

TL99

A

0258-0918（2022）01-0122-07

2020-12-01

國家科技重點研發(fā)計劃“核電廠RISMC設(shè)計、分析與運行管理的理論方法研究”（2018YFB1900305）項目資助

張 盼（1988—），男，湖北天門人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力學(xué)方面研究

潘昕懌，E-mail：panxinyi@chinansc.cn