張亞培，田文喜，秋穗正，蘇光輝

（1.西安交通大學(xué) 動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西 西安 710049；2.西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，陜西 西安 710049）

非能動(dòng)安全概念是20世紀(jì)80年代提出的一種全新的概念，它的目的是要提高核電站安全性和可靠性。其工作原理是利用流體被加熱或蒸發(fā)、冷卻或冷凝而產(chǎn)生的密度差形成驅(qū)動(dòng)壓頭或位差形成的重力壓頭，無需用任何外部動(dòng)力，在事故工況下，實(shí)現(xiàn)應(yīng)急堆芯冷卻，以導(dǎo)出堆芯的熱量，確保反應(yīng)堆的完整性。非能動(dòng)安全系統(tǒng)的優(yōu)點(diǎn)是簡(jiǎn)化專設(shè)安全措施，減少人員干預(yù)而可能產(chǎn)生的誤動(dòng)作，提高了核電站的固有安全性［1］。

目前，第三代反應(yīng)堆（如AP1000、APR1400等）采用了大量的非能動(dòng)概念設(shè)計(jì)，譬如在一回路增加了非能動(dòng)堆芯余熱排出系統(tǒng)（PRHRS），安全殼冷卻系統(tǒng)等［2］。CPR1000作為一種先進(jìn)、成熟、安全、經(jīng)濟(jì)的，可自主批量建設(shè)的“二代加”主力堆型，采用的非能動(dòng)概念設(shè)計(jì)相對(duì)較少，其與第三代反應(yīng)堆相比在安全性上有一定的差距。因此，在CPR1000二次側(cè)增加PEFWS，利用該系統(tǒng)可完全或部分替代傳統(tǒng)的應(yīng)急給水冷卻系統(tǒng)，可增加喪失熱阱和全廠斷電等事故的應(yīng)對(duì)措施，提高核電站的安全性。

本文利用RELAP5／MOD3.4 程序?qū)PR1000一回路系統(tǒng)和二次側(cè)非能動(dòng)給水系統(tǒng)進(jìn)行整體建模，分析全廠斷電事故下一、二次側(cè)主要參數(shù)的瞬態(tài)熱工水力特性，以驗(yàn)證CPR1000PEFWS對(duì)事故的緩解能力。

1 PEFWS描述

CPR1000二次側(cè)PEFWS采用水冷的方式（類似于AP1000的非能動(dòng)堆芯余熱排出系統(tǒng)）。圖1示出了CPR1000PEFWS的主要設(shè)備簡(jiǎn)圖。

圖1 CPR1000PEFWS簡(jiǎn)圖Fig.1 Scheme of CPR1000PEFWS

當(dāng)全場(chǎng)斷電事故時(shí)，反應(yīng)堆停堆，堆芯仍不斷釋放出衰變余熱，這部分熱量由一回路中的冷卻劑通過蒸汽發(fā)生器傳給二次側(cè)流體，即相當(dāng)于自然循環(huán)回路中的加熱段。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)流體被加熱產(chǎn)生飽和沸騰，產(chǎn)生的飽和蒸汽進(jìn)入PEFWS的上升段，經(jīng)非能動(dòng)換熱器時(shí)，被換熱器管外的冷卻水冷卻成過冷水（也可能飽和水或含汽量較低的兩相狀態(tài)），經(jīng)下降段最后返回到蒸汽發(fā)生器中，在二回路中建立自然循環(huán)；二次側(cè)冷卻水箱中的水被換熱器中蒸汽冷凝釋放的熱量加熱沸騰，最終將堆芯余熱帶到大氣中，實(shí)現(xiàn)對(duì)堆芯的冷卻作用。

2 一、二次側(cè)系統(tǒng)建模

CPR1000核電站一回路系統(tǒng)由反應(yīng)堆和3條并聯(lián)的閉合環(huán)路組成，以反應(yīng)堆壓力容器為中心作輻射狀布置，每條環(huán)路均由1臺(tái)主冷卻劑泵、1臺(tái)蒸汽發(fā)生器以及相應(yīng)的管道和儀表組成。另外，其中1條環(huán)路熱管段上連接有1個(gè)穩(wěn)壓器，用于主回路系統(tǒng)的壓力調(diào)節(jié)和壓力保護(hù)。每個(gè)環(huán)路中，位于反應(yīng)堆壓力容器出口和蒸汽發(fā)生器入口之間的管道成為熱段，主泵和壓力容器入口間的管道稱為冷段，蒸汽發(fā)生器與主泵之間的管道稱為過渡段。

CPR1000二次側(cè)PEFWS有3個(gè)獨(dú)立的系列與CPR1000一回路的3條環(huán)路相匹配：每個(gè)系列由蒸汽發(fā)生器、非能動(dòng)換熱器、冷卻水箱、應(yīng)急給水箱以及連接這些設(shè)備的管道閥門組成。

基于RELAP5／MOD3.4程序，針 對(duì)CPR1000一回路系統(tǒng)和二次側(cè)PEFWS結(jié)構(gòu)建立了完整的系統(tǒng)模型。模型包含了一回路和二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)所有設(shè)備。由于3個(gè)環(huán)路及其相應(yīng)的非能動(dòng)系統(tǒng)對(duì)稱分布，圖2僅示出了帶有穩(wěn)壓器的1個(gè)環(huán)路和與其相匹配的二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)的模型節(jié)點(diǎn)圖。

3 事故描述及分析條件

在發(fā)生全廠斷電事故時(shí)，首先汽機(jī)跳閘，接著主蒸汽隔離閥關(guān)閉，主給水泵跳閘，主冷卻劑泵跳閘開始惰走，反應(yīng)堆在主泵低低轉(zhuǎn)速信號(hào)下觸發(fā)控制棒開始下插使反應(yīng)堆停堆，二次側(cè)PEFWS氣動(dòng)閥設(shè)置成事故開，即在失去交流情況下自動(dòng)開啟，應(yīng)急給水箱的水依靠重力向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)補(bǔ)水，以保持蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位在規(guī)定值以內(nèi)，同時(shí)閥門打開，換熱器依靠冷凝和重力自動(dòng)投入到自然循環(huán)運(yùn)行，蒸汽發(fā)生器的水吸收衰變熱變成蒸汽。蒸汽自冷卻器頂端進(jìn)入，冷凝后變成水，從底部流出而返回到蒸汽發(fā)生器二次側(cè)，構(gòu)成自然循環(huán)；這種蒸發(fā)、冷凝的過程保證堆芯不斷冷卻，帶走衰變熱（圖3）。

全廠斷電事故進(jìn)行分析的初始工況［2－3］為：

1）機(jī)組初始運(yùn)行功率為滿功率加上最大穩(wěn)態(tài)功率測(cè)量誤差；

2）初始反應(yīng)堆冷卻劑溫度為其額定值減去最大穩(wěn)態(tài)控制范圍內(nèi)的測(cè)量誤差；

3）初始穩(wěn)壓器壓力為其額定值加上最大穩(wěn)態(tài)波動(dòng)測(cè)量誤差；

圖2 一、二次側(cè)系統(tǒng)完整節(jié)點(diǎn)圖Fig.2 Node map of the primary and secondary system

圖3 二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)詳細(xì)節(jié)點(diǎn)圖Fig.3 Detail node map of the secondary PEFWS system

4）初始穩(wěn)壓器水位為其額定值加上一個(gè)保守的裕度。

全廠斷電事故分析采用的初始數(shù)據(jù)列于表1。

表1 全廠斷電事故初始工況數(shù)值Table 1 Initial data of SBO

發(fā)生全廠斷電事故時(shí)的事故邏輯為：0s主蒸汽閥關(guān)閉、主給水泵跳閘、冷卻劑主泵也同時(shí)跳閘，系統(tǒng)在主泵低低轉(zhuǎn)速信號(hào)下觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)，此信號(hào)延遲2s后控制棒開始下落停堆，事故后延遲50s應(yīng)急給水箱出水口閥門打開，向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)充水，事故后延遲60s二次側(cè)換熱器出水口閥門打開，向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)充水。

4 計(jì)算結(jié)果分析

根據(jù)全廠斷電事故分析的初始參數(shù)和發(fā)生全廠斷電時(shí)的事故邏輯對(duì)全廠斷電事故進(jìn)行分析計(jì)算，表2列出了全廠斷電事故后的得到的事故序列。

表2 全廠斷電事故序列Table 2 Sequence of SBO

在不考慮非能動(dòng)系統(tǒng)閥門開啟過程的條件下，圖4～7示出了CPR1000在全廠斷電事故下各參數(shù)隨時(shí)間的變化。

圖4 核功率（a）和堆芯流量比（b）隨時(shí)間的變化Fig.4 Nuclear power（a）and flux ratio of core（b）vs.time

圖5 參數(shù)隨時(shí)間的變化Fig.5 Parameters vs.time

圖6 閥門開啟過程對(duì)二次側(cè)流量的影響Fig.6 Effect of valve opening process on mass flow rate of PEFWS

從計(jì)算結(jié)果可看出，全廠斷電事故發(fā)生后，反應(yīng)堆核功率迅速下降，衰減到較小的值（圖4a）。事故發(fā)生后，主泵全部停運(yùn)，一回路冷卻劑流量快速下降使得一回路冷卻劑溫度壓力有短暫的上升，隨后又開始快速下降（圖4b，5a、b）。

圖7 冷卻水箱水位隨時(shí)間的變化Fig.7 Level of cooling tank changed with time

從圖5a、b可看出，事故的前幾十秒非常關(guān)鍵，事故后蒸汽發(fā)生器給水和蒸汽流量終止，一回路繼續(xù)向二次側(cè)傳遞熱量，二回路排熱減小與一回路流量惰走同時(shí)發(fā)生，這進(jìn)一步降低了一回路冷卻劑排出堆芯衰變熱的能力，此時(shí)的堆芯也最危險(xiǎn)。從圖5a、b還可看出，在事故后5s時(shí)一回路壓力和冷卻劑平均溫度出現(xiàn)一個(gè)峰值，此時(shí)的堆芯最危險(xiǎn)，然而隨后又迅速減小，這是因?yàn)槭鹿屎?s停堆，停堆后堆芯熱功率快速減小；此后，一回路壓力和溫度持續(xù)下降，是由于二次側(cè)應(yīng)急給水箱開始向蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水，有效地將堆芯衰變熱帶走，使堆芯處于安全的狀態(tài)。從圖中可看出，二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)投入時(shí)間對(duì)一回路壓力和溫度影響不是很大。

從圖5c、d可看出，事故后蒸汽發(fā)生器壓力先升高達(dá)到一峰值，當(dāng)蒸汽發(fā)生器壓力高于安全閥開啟壓力時(shí)，蒸汽發(fā)生器安全閥打開，有效地抑制蒸汽發(fā)生器壓力上升；隨后蒸汽發(fā)生器壓力開始下降和蒸汽發(fā)生器水體積先下降后上升，這均是由于在事故后的50s時(shí)二次側(cè)應(yīng)急給水箱開始向蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水，有效地帶走一回路衰變熱，使一回路冷卻劑溫度和壓力下降，保證反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。從圖中還可看出，二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)投入的越早就越可有效維持蒸汽發(fā)生器水位。

從圖5e可看出，在二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)延遲60s投入的情況下，二次側(cè)應(yīng)急給水箱對(duì)蒸汽發(fā)生器的補(bǔ)水時(shí)間持續(xù)約700s，最大補(bǔ)水流量為11.4kg／s，二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)投入的越早補(bǔ)水箱的注入流量稍有增加，但總體影響不大。

從圖5f可看出，二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)投入時(shí)間對(duì)二次側(cè)系統(tǒng)穩(wěn)定后的凝結(jié)水流量影響不大，但在未考慮閥門開啟過程的情況下，非能動(dòng)系統(tǒng)剛投運(yùn)時(shí)均出現(xiàn)了流量的突跳，流量突跳不受系統(tǒng)投運(yùn)時(shí)間的影響，且這種流量突跳對(duì)二次側(cè)系統(tǒng)的沖擊很大，可能對(duì)系統(tǒng)造成一定的破壞。因此，應(yīng)避免這種現(xiàn)象的發(fā)生，解決的方法是避免二次側(cè)系統(tǒng)閥門突然打開，從圖6可看出，緩慢開啟閥門可避免剛啟動(dòng)時(shí)的流量突跳，且二次側(cè)系統(tǒng)閥門開啟速度越慢，啟動(dòng)過程越平穩(wěn)。

從圖7可看出，在PEFWS系統(tǒng)延遲60s投入時(shí)，二次側(cè)冷卻器冷卻水箱在1 800s時(shí)水位降低到3.7m，水位降低了約1m，此時(shí)水箱中的換熱器已部分裸露，此后冷卻水箱的冷卻作用將有所減小。

總之，從上述結(jié)果可看出，在發(fā)生全廠斷電事故時(shí)，CPR1000依靠二次側(cè)PEFWS可建立穩(wěn)定的一回路自然循環(huán)流量（圖4b），將堆芯衰變熱有效地帶走，同時(shí)一回路系統(tǒng)壓力下降到4MPa，一回路冷卻劑溫度降低到230℃左右（圖5a、b）。該二次側(cè)PEFWS設(shè)計(jì)的主要目的是可在發(fā)生事故時(shí)及時(shí)向蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水，維持蒸汽發(fā)生器的水位在一定水平，同時(shí)該系統(tǒng)還可在事故初期及時(shí)將堆芯衰變熱帶走。

5 結(jié)論

利用RELAP5／MOD3.4程序?qū)PR1000一回路系統(tǒng)和二次側(cè)非能動(dòng)系統(tǒng)進(jìn)行整體建模，分析了全廠斷電事故下一、二次側(cè)主要參數(shù)的瞬態(tài)熱工水力特性隨時(shí)間的變化，驗(yàn)證了CPR1000PEFWS對(duì)事故的緩解能力。計(jì)算結(jié)果表明：CPR1000在發(fā)生全廠斷電事故后，PEFWS完全可及時(shí)向蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水，維持蒸汽發(fā)生器水位，同時(shí)導(dǎo)出堆芯余熱，保證反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)，從而驗(yàn)證CPR1000PEFWS的設(shè)計(jì)是成功的。

［1]MUNTHER R.Gravity driven emergency core cooling experiments with the PACTEL facility［C］∥Proceedings of an Advisory Group Meeting.［S.l.］：［s.n.］，1996，357：219－230.

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［3]陳濟(jì)東.大亞灣核電站系統(tǒng)及運(yùn)行［M］.北京：原子能出版社，1994.

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