姚進(jìn)國，李載鵬，楊曉強(qiáng)

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

田灣核電站一期工程由兩臺(tái)100萬k W核電機(jī)組組成，采用俄羅斯A E S-91型，即W W E R1000/428型反應(yīng)堆裝置，是基于WWER1000/320型系列核電機(jī)組的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)為基礎(chǔ)，并吸取西方壓水堆的改進(jìn)技術(shù)而完成的改進(jìn)型四環(huán)路壓水堆。

本文利用從俄羅斯引進(jìn)熱工水力瞬態(tài)計(jì)算程序DINAMIKA-97模擬計(jì)算田灣核電站一臺(tái)主泵轉(zhuǎn)子卡死事故，分析田灣核電站在該事故工況下的反應(yīng)堆安全。

1 事故描述

反應(yīng)堆冷卻劑泵的機(jī)械故障包括主泵軸轉(zhuǎn)子瞬間卡死和軸瞬間斷裂，受影響的反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路流量迅速降低。假如該事故發(fā)生在滿功率水平下，堆芯冷卻劑流量的降低導(dǎo)致冷卻劑溫度迅速升高，可能導(dǎo)致燃料棒發(fā)生DNB，此時(shí)如果反應(yīng)堆沒有緊急停堆，將可能導(dǎo)致燃料棒的損壞。

2 計(jì)算方法與假設(shè)條件

2.1 計(jì)算程序描述

DINAMIKA-97程序用于WWER型壓水堆瞬態(tài)和事故工況下一回路冷卻劑和蒸汽發(fā)生器熱工水力參數(shù)的計(jì)算分析。程序可模擬反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵、主循環(huán)管道、堆芯應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)、控制和聯(lián)鎖系統(tǒng)等。

2.2 計(jì)算數(shù)據(jù)和假設(shè)條件

計(jì)算中使用的主要數(shù)據(jù)見表1。

表1 輸入?yún)?shù)和初始狀態(tài)Table 1 Input parameters and initial conditions

計(jì)算冷卻劑參數(shù)采用一維近似連續(xù)方程、動(dòng)量方程和能量方程。計(jì)算反應(yīng)堆功率采用6組緩發(fā)中子的點(diǎn)動(dòng)力學(xué)方程。程序中可使用不同的經(jīng)驗(yàn)公式求解傳熱系數(shù)，流體阻力系數(shù)，以及模擬反應(yīng)堆各腔室中的冷卻劑相變過程，蒸汽、汽水混合物的動(dòng)力流動(dòng)。

由于模擬不同設(shè)備的微分方程組差別很大，所以需要不同的方法求解。在求循環(huán)回路、反應(yīng)堆各控制體、蒸汽發(fā)生器中的冷卻劑參數(shù)和計(jì)算金屬結(jié)構(gòu)中的溫度場時(shí)，用隱式有限差分格式求解微分方程組。模擬反應(yīng)堆應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)、中子動(dòng)力學(xué)方程、泵轉(zhuǎn)速方程時(shí)，用龍格-庫塔方法、艾米爾-柯西法或隱式有限差分求解。

程序可以計(jì)算多種非穩(wěn)態(tài)工況，如主泵工作異常、汽輪發(fā)電機(jī)負(fù)荷變化、給水供應(yīng)系統(tǒng)異常、反應(yīng)堆控制和保護(hù)系統(tǒng)及其他調(diào)節(jié)系統(tǒng)異常、二回路蒸汽管道破裂、蒸汽發(fā)生器給水管道破裂、小泄漏最初階段包括一回路向二回路泄漏等。

程序可模擬4個(gè)環(huán)路、5個(gè)堆芯通道。每個(gè)通道加熱高度上的計(jì)算段數(shù)可達(dá)10個(gè)，每個(gè)環(huán)路上計(jì)算段數(shù)可達(dá)22個(gè)。DINAMIKA-97采用了非穩(wěn)態(tài)工況熱工水力計(jì)算程序包的一系列模塊，包括KAHAL-97、SVOSTVA、WODA、ALFA、TBEL、NASOS、SAOZ、MAZ-1、OXRA-2等。

程序模擬計(jì)算一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖如圖1所示。

DINAMIKA程序可用于WWER1000、W W E R440反應(yīng)堆安全論證，曾用于芬蘭Loviza-1、新瓦沃羅涅什等核電站。

根據(jù)事故分析的保守性要求，主要計(jì)算假設(shè)包括：

（1）考慮對(duì)計(jì)算結(jié)果最不利的參數(shù)偏差組合，如反應(yīng)堆功率在滿功率水平上考慮最大偏差＋4%，最小冷卻劑流量。

（2）功率調(diào)節(jié)器系統(tǒng)運(yùn)行在“H”工況。

（3）采用對(duì)DNB和最大燃料溫度和包殼溫度最不利的功率分布。

（4）事故開始疊加機(jī)組喪失場外電。

（5）假設(shè)4臺(tái)應(yīng)急給水泵中的2臺(tái)在機(jī)組失電后120 s啟動(dòng)（假設(shè)一個(gè)應(yīng)急給水泵失效，第二個(gè)應(yīng)急給水泵在維修狀態(tài)）。

（6）反應(yīng)堆停堆保護(hù)時(shí)，假設(shè)一束最大價(jià)值的控制棒卡在堆頂。

（7）保守考慮反應(yīng)堆保護(hù)信號(hào)形成時(shí)間延遲，選取第二停堆信號(hào)保護(hù)。

圖1 用DINAMIKA-97程序模擬計(jì)算一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖Fig. 1 Analog computation for the division of primary loop system controllers by using DINAMIKA-97 program

（8）假設(shè)一個(gè)蒸汽發(fā)生器上的對(duì)大氣排放閥（BRU-A）失效，附加考慮二回路導(dǎo)熱減少。

（9）保守的停堆余熱曲線，考慮+3σ誤差。

（10）保守假設(shè)對(duì)事故進(jìn)程有緩解作用的核電站正常運(yùn)行系統(tǒng)和設(shè)備不運(yùn)行，其中包括功率自動(dòng)調(diào)節(jié)器（APC）、反應(yīng)堆預(yù)保護(hù)（PP1，PP2，APP）、主蒸汽旁排閥（BRU-K）、化學(xué)與容積控制系統(tǒng)（KBA）、穩(wěn)壓器電加熱和穩(wěn)壓器噴淋等。

3 計(jì)算結(jié)果與結(jié)果分析

主泵轉(zhuǎn)子卡死事故序列見表2，主要計(jì)算結(jié)果曲線在圖2至圖9中給出。

第2環(huán)路主泵轉(zhuǎn)子卡死事故發(fā)生后，該環(huán)路的冷卻劑流量迅速減少，通過堆芯的冷卻劑流量也相應(yīng)減少，從而導(dǎo)致堆芯冷卻不足，冷卻劑壓力、溫度上升，傳熱條件惡化。

由于事故開始疊加機(jī)組失電，所以失電時(shí)刻認(rèn)為蒸汽發(fā)生器主給水和輔助給水喪失、汽輪機(jī)截止閥關(guān)閉、BRU-K失效。由于4個(gè)運(yùn)行主泵中的3個(gè)停運(yùn)形成第一個(gè)停堆信號(hào)，計(jì)算中第一停堆信號(hào)被忽略。

主泵卡軸事故發(fā)生過程中主泵壓頭快速下降，導(dǎo)致相應(yīng)環(huán)路流量迅速減少。在事故發(fā)生后0.01 s第二個(gè)停堆信號(hào)產(chǎn)生，即第二停堆信號(hào)由主泵壓頭在5 s內(nèi)由0.392 MPa下降到0.245 MPa觸發(fā)。停堆信號(hào)觸發(fā)2.5 s后反應(yīng)堆應(yīng)急保護(hù)動(dòng)作（控制棒下落），隨后反應(yīng)堆功率減低到衰變熱水平。

汽輪機(jī)主截止閥關(guān)閉后導(dǎo)致二回路壓力升高，最高升高到8.03 MPa。3.4 s蒸汽發(fā)生器1、2和4的BRU-A壓力達(dá)到打開，隨后二回路壓力降低并由BRU-A維持壓力。

機(jī)組斷電后，主泵停運(yùn)并開始惰轉(zhuǎn)，隨后建立了穩(wěn)定的一回路自然循環(huán)。120 s蒸汽發(fā)生器應(yīng)急給水泵啟動(dòng)。2臺(tái)應(yīng)急給水泵分別注入到兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器（SG-3，SG-4），使得相應(yīng)的蒸汽發(fā)生器液位升高并維持一回路冷卻劑壓力和溫度等參數(shù)穩(wěn)定。

表2 卡軸事故序列Table 2 Chronological order of jamming events

圖2 反應(yīng)堆相對(duì)功率Fig.2 Relative core power

圖3 堆芯壓力和SG蒸汽壓力Fig.3 Pressure in the reactor core and steam generator

圖4 一回路冷卻劑溫度Fig.4 Coolant temperature at the primary loop

圖5 堆芯和環(huán)路流量Fig.5 Flow rate in the core and loops

圖6 燃料溫度和包殼溫度Fig.6 Temperatures of fuel and fuel rod cladding

圖7 穩(wěn)壓器液位Fig.7 PRZ level

圖8 蒸汽發(fā)生器液位Fig.8 Level in steam generator

圖9 燃料棒徑向焓Fig.9 Radially-averaged fuel enthalpy

計(jì)算結(jié)果表明，卡軸事故發(fā)生后反應(yīng)堆很快停堆（小于3 s）。在整個(gè)事故過程中及自然循環(huán)建立后，堆芯始終具有可靠的冷卻流量，能夠?qū)⑹Ｓ嗨プ儫岚踩珜?dǎo)出堆芯。燃料棒徑向功率峰值因子為1.70的燃料棒將發(fā)生DNB，但發(fā)生DNB的燃料棒數(shù)量不足導(dǎo)致堆芯燃料組件的完整性破壞。燃料棒最大徑向平均焓為446.2 J/g，小于相應(yīng)的586 J/g的限值。燃料棒包殼最高溫度為700 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 832 ℃，均低于相應(yīng)的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃。一、二回路壓力最大值分別達(dá)到18.0 MPa和8.15 MPa，未超出反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和蒸汽管道內(nèi)的壓力設(shè)計(jì)值。

4 結(jié)束語

本文的分析表明，田灣核電站在發(fā)生一臺(tái)主泵轉(zhuǎn)子卡死事故后，反應(yīng)堆堆芯流量能夠提供堆芯可靠冷卻，各項(xiàng)驗(yàn)收準(zhǔn)則均能滿足。燃料包殼和堆芯的完整性是可以保證的，反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。

[1] 田灣核電站1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告[R].（Final Safety Analysis Report for Unit 1 &2 of Tianwan NPP [R].）