姚進國，王 汗，董 超，李寶庫，葉劉鎖

(中國核電江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

隸屬于中國核電旗下的田灣核電站一期工程由兩臺100萬千瓦核電機組組成，采用俄羅斯AES-91型，即WWER-1000/428型反應堆裝置，是基于WWER-1000/320型系列核電機組的設計、建造和運行經(jīng)驗為基礎，并吸取壓水堆(PWR)的改進技術而完成的改進型四環(huán)路壓水堆。

田灣核電站在借鑒俄羅斯巴拉科夫核電站實施18個月?lián)Q料周期的經(jīng)驗基礎上，采用TVS-2M型高性能燃料組件，以延長換料循環(huán)周期、提高機組負荷因子、提高電站的經(jīng)濟效益，并于2014年第8燃料循環(huán)開始向18個月?lián)Q料的長周期燃料循環(huán)過渡。鑒于堆芯裝載的變化導致堆芯中子學參數(shù)發(fā)生較大變化，對最終安全分析報告中事故分析進行了重新分析。

失流事故是指在一回路中由于冷卻系統(tǒng)故障，造成堆芯流量部分減少或完全中斷的事故[1]。故障造成的原因可能是1個或多個冷卻劑泵破壞或回路閥門故障，使堆芯入口壓力下降，進而引起流量減少；另一種原因是由于堆內(nèi)燃料元件或其他部件破壞或殘渣堆積，致使堆芯有效流道截面縮小或流動阻力增加，進而造成部分流量的喪失[2]。由于反應堆在接到失流信號后將立即停閉，應急電源的投入，主泵的惰轉(zhuǎn)，以及冷卻劑自然循環(huán)，足以防止失流事故出現(xiàn)時燃料元件的燒毀。

田灣核電站失流事故分析包括：全部或部分反應堆冷卻劑泵停運、核電廠非應急交流電喪失、冷卻劑泵卡軸或斷軸事故，其中最嚴重的是冷卻劑泵卡軸事故。這類事故工況的主要特點是一回路冷卻劑流量降低，一回路壓力、溫度升高，DNBR減小，汽輪機截止閥關閉以及二回路壓力升高等。本文介紹失流事故分析的主要假設和分析方法，采用瞬態(tài)計算程序DINAMIKA-97計算分析失流事故。

1 計算方法及假設

事故分析采用從俄羅斯引進的熱工水力瞬態(tài)計算程序DINAMIKA-97，該程序用于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)的計算分析。程序可計算多種非穩(wěn)態(tài)工況，如主泵工作異常、汽輪發(fā)電機負荷變化、給水供應系統(tǒng)異常、反應堆控制和保護系統(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。

程序可模擬核電廠的主要部件包括反應堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵、主循環(huán)管道、堆芯應急保護系統(tǒng)、控制和聯(lián)鎖系統(tǒng)等。反應堆由堆芯、收集腔和壓力腔組成。冷卻劑環(huán)路包括主管道、蒸汽發(fā)生器、主泵。環(huán)路的熱段與收集腔連接，冷段與壓力腔連接。其中一個環(huán)路(在程序中為1號環(huán)路)總是被單獨分離出來，因為這一環(huán)路的熱段與穩(wěn)壓器相連。向穩(wěn)壓器蒸汽空間注射冷卻劑的管道可與任意環(huán)路的冷段相連。來自ECCS的水可供向收集腔、壓力腔和環(huán)路管道。計算模型最多允許考慮4個具有不同邊界條件的計算環(huán)路(假設所有環(huán)路的幾何特性都相同)。將計算環(huán)路劃分成一定數(shù)量的控制體，單個控制體內(nèi)的冷卻劑參數(shù)都相同。每個環(huán)路最多可分為22個控制體，其中10個用于SG傳熱管。堆芯最多可劃分為5個通道，其中一個通道模擬旁流(無燃料棒的通道)。在通道高度上最多劃分為12個控制體，其中10個用于加熱部分。程序模擬計算的一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖示于圖1[3]。

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

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

在每個通道中，加熱部分被分成L(L<12)個相等的控制體，包括入口反應堆壓力腔和出口收集腔非加熱控制體。冷卻劑在堆芯通道內(nèi)的流動方式如下：對于加熱通道，從壓力腔開始，冷卻劑通過節(jié)流孔和組件尾部流入組件的內(nèi)部空間(對應于i組燃料棒)，然后在此空間內(nèi)流動，并通過組件頭部進入收集腔；對于非加熱通道(如果考慮)，從壓力腔開始，冷卻劑通過節(jié)流孔以及組件尾部和吊籃定位柵板上的支承管之間的間隙流入組件之間的空間，然后經(jīng)過組件之間的空間以及組件頭部和吊籃上部之間的間隙流入收集腔。

堆芯可用5個通道模擬，其中1個通道模擬旁流(無燃料棒的通道)，1個模擬“熱”通道，以表現(xiàn)堆芯內(nèi)的最不利的狀態(tài)。假設“熱”通道完全由具有最大線功率的燃料棒組成。

熱通道內(nèi)燃料棒表面的局部熱流密度取決于反應堆熱功率、運行中的燃料棒的總長度、功率峰值因子以及工程安全因子[4]：

圖1 程序模擬計算一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖

其中：Nt為反應堆功率；Kq為組件的相對功率；Kk為組件橫截面上的功率峰值因子；nk、nFA為組件的數(shù)量和1個組件中燃料棒的數(shù)量；Keng為工程安全因子[5]。

事故分析采用了保守假設條件，主要包括：1) 系統(tǒng)設備動作和工藝保護聯(lián)鎖定值的選擇考慮參數(shù)測量誤差；2) 保守考慮反應堆停堆信號形成及在電氣回路傳送的時間；3) 應急保護動作保守選取第2個工藝停堆信號；4) 事故開始時疊加機組喪失場外電等。

2 事故分析

2.1 全部或部分反應堆冷卻劑泵停運

該工況屬于預計運行事件，以因失電或控制線路及反應堆冷卻劑泵(RCP)組電力供應故障引起的全部或部分RCP組斷電為始發(fā)事件。這類工況主要有如下特征：一回路壓力上升、反應堆出口冷卻劑溫度上升、DNBR減小，該事故的關鍵驗證目標是最小DNBR。計算中考慮了如下工況：

工況1：4臺運行的冷卻劑泵組中4臺斷電；

工況2：4臺運行的冷卻劑泵組中1臺斷電；

工況3：4臺運行的冷卻劑泵組中2臺斷電；

工況4：3臺運行的冷卻劑泵組中1臺斷電。

在4臺運行中的冷卻劑泵全斷電的工況下，RCP組斷電后1.9 s，超過2臺RCP斷電即產(chǎn)生第1個信號，從而觸發(fā)緊急停堆，其中過程延遲時間為1.4 s，信號在CPS CR控制電路產(chǎn)生和傳輸?shù)臅r間為0.5 s。

在4臺運行的RCP中1臺斷電條件下，考慮了加速預保護系統(tǒng)(APP)的啟動。當加速預保護系統(tǒng)故障和反應堆功率超過額定功率75%，4組運行的RCP中的1或2臺斷電時，RCP斷電6.5 s后反應堆緊急停堆，其中信號確認的邏輯延遲時間為6.0 s，信號產(chǎn)生及在CPS CR控制線路中的傳輸時間為0.5 s。

在4臺運行的RCP中2臺斷電時，APP失效且反應堆功率超過額定功率75%的情況下，RCP組斷電6.5 s后反應堆緊急停堆，其中信號確認的邏輯延遲為6.0 s，信號產(chǎn)生和在CPS CR控制線路中的傳輸時間為0.5 s。

在3臺運行的RCP中1臺斷電后，反應堆功率與運行的RCP組數(shù)目不匹配產(chǎn)生的信號觸發(fā)反應堆緊急停堆。

在計算分析中，保守估計汽輪機截止閥關閉后，蒸汽發(fā)生器主給水供應斷開。從驗收準則的角度，為了保證保守性，驗收準則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 假設考慮密度變化的冷卻劑反應性溫度系數(shù)為最小負值。因為在事故最嚴重的時刻，堆芯內(nèi)冷卻劑平均溫度上升。同時，插入堆芯的負反應性由于溫度作用將最小。

2) 假設燃料的反應性溫度系數(shù)為最大負值。因為在事故期間、熱傳遞影響最嚴重的時刻，燃料的溫度降低。這種情況下，停堆后功率由溫度效應決定，降低的速度最小。

3) 假定反應堆緊急停堆時功率下降速度最小(考慮最高價值控制棒組件位于堆芯最外部的最上位置)。

計算結果表明，一回路最大壓力為18.78 MPa，二回路最大壓力為7.59 MPa，均不超過一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的驗收準則。工況4的DNBR最小，其值為1.09，大于1.0的限值，其他參數(shù)均滿足驗收準則要求，如圖2所示。

2.2 核電廠失去非應急交流電

該工況屬于預計運行事件，以核電廠失去非應急交流電為始發(fā)事件。失電后，所有的RCP組切斷，給水供應停止，汽輪機截止閥關閉，穩(wěn)壓器(PRZ)電加熱器切斷，PRZ蒸汽噴淋系統(tǒng)失效，導致大氣排放閥(BRU-K)失效。這類工況主要有如下特征：通過反應堆的冷卻劑流量喪失，從二次側帶走的熱量減少，導致反應堆出口溫度和一回路壓力上升，進而導致DNBR減小。該事故的關鍵驗證目標是最小DNBR。

假設應急柴油機(DG)失效引起一個緊急給水通道失效的單一故障，第二列DG(事故前)處于維修狀態(tài)，即兩個系列應急給水通道失效。同時，假設蒸汽管道的對大氣排放閥(BRU-A)失效，使得一回路和二回路壓力以最大速率上升并達到最大值。

從驗收準則的角度，為了保證保守性，驗收準則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 假設考慮密度變化的冷卻劑反應性溫度系數(shù)為最小負值。因為在事故最嚴重的時刻，堆芯內(nèi)冷卻劑平均溫度上升。同時，插入堆芯的負反應性由于溫度作用將最小。

2) 假設燃料的反應性溫度系數(shù)為最大負值。因為在事故期間、熱傳遞影響最嚴重的時刻，燃料的溫度降低。這種情況下，停堆后功率由溫度效應決定，降低的速度最小。

3) 假定反應堆緊急停堆時功率下降速度最小(考慮最高價值控制棒組件位于堆芯最外部的最上位置)。

4) 采用第二停堆信號，假設失電3.3 s后CPS失電觸發(fā)反應堆停堆。

計算結果表明，一回路最大壓力為18.8 MPa，二回路最大壓力為8.11 MPa，均不超過一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的驗收準則。最小DNBR為1.16，大于1.0的限值，其他參數(shù)均滿足驗收準則要求，如圖3所示。

圖2 全部或部分反應堆冷卻劑泵停運時的堆芯最小DNBR和堆芯進出口壓力

圖3 喪失廠外非應急電源時的堆芯最小DNBR、堆芯進出口壓力和蒸汽發(fā)生器進出口壓力

2.3 1臺主泵卡軸或斷軸事故

反應堆冷卻劑泵的機械故障包括主泵軸轉(zhuǎn)子瞬間卡死和軸瞬間斷裂，受影響的反應堆冷卻劑環(huán)路流量迅速降低。從冷卻劑參數(shù)變化和設備響應時間順序角度考慮，主泵卡軸或斷軸工況基本相似。特別是在斷軸期間，RCP組轉(zhuǎn)輪快速停止，在不到5.0 s內(nèi)RCP組壓差從0.392 MPa降至0.245 MPa，達到反應堆緊急停堆整定值，對于主泵卡軸情況也是如此。然而，對于1臺主泵斷軸情況，由于旋轉(zhuǎn)輪本身的時間滯后，在事故發(fā)生后的幾秒鐘仍有冷卻劑的流動。因此，主泵卡軸較斷軸事故更為惡劣[6]。

該類工況屬于設計基準事故，以1臺主泵軸轉(zhuǎn)子瞬間卡死或軸瞬間斷裂為始發(fā)事件。事故發(fā)生后，受影響的反應堆冷卻劑環(huán)路流量迅速降低，一回路壓力上升，DNBR減少及TG截止閥關閉，從而導致二回路壓力增加。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致冷卻劑溫度迅速升高，可能導致燃料棒發(fā)生DNB，此時如果反應堆未緊急停堆，將可能導致燃料棒的損壞。計算中考慮了部分環(huán)路運行的工況，分析了如下兩種工況：

工況1：4臺RCP組運行時，其中1臺RCP組卡軸；

工況2：2臺RCP組運行時，其中1臺RCP組卡軸。

從驗收準則的角度，為了保證保守性，驗收準則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 冷卻劑溫度反應性系數(shù)被假定為最小負值，因為在事故發(fā)生的最嚴重的時刻堆芯平均冷卻劑溫度會增加。由此，由于溫度效應插入堆芯的負反應性為最小。

2) 燃料溫度反應性系數(shù)假定為最大負值，因為在事故期間，從熱交換的角度達到最壞狀況時，燃料溫度會降低。在這種情況下，急停后由于溫度效應，功率下降速度將最小。

3) 假定反應堆緊急停堆時功率下降速度最小，從而將功率下降速率降低到最小值。

分析結果表明，在工況1中，一回路最大壓力為18.78 MPa，二回路最大壓力為8.01 MPa，均不超過一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的限值；最大徑向平均燃料焓為453.1 J/g，小于690 J/g的限值要求；發(fā)生短期DNB，發(fā)生DNB的燃料棒數(shù)量不足導致堆芯燃料組件的完整性破壞；燃料棒包殼最高溫度為708 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 875 ℃，均低于相應的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃。

在工況2中，一回路最大壓力為17.22 MPa，二回路最大壓力為7.41 MPa，均不超過一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的限值；最大徑向平均燃料焓為296.5 J/g，小于690 J/g的限值要求；燃料棒包殼最高溫度為592 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 213 ℃，均低于相應的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃，如圖4所示。

3 結論

田灣核電站在1、2號機組引入TVS-2M型燃料組件，采用長周期換料策略后，對核電廠失流事故的分析結果表明，堆芯各項參數(shù)均能滿足驗收準則要求，反應堆處于安全狀態(tài)。

圖4 1臺主泵發(fā)生卡軸事故時的燃料包殼最高溫度和燃料棒最大徑向平均焓

參考文獻：

[1] IAEA. Accident analysis for nuclear power plant[M]. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2002.

[2] 濮繼龍. 壓水堆核電廠安全與事故對策[M]. 北京：原子能出版社，1995.

[3] Tianwan NPP. Computer code: Stationary thermo-hydraulic calculation of the reactor and primary circuit “DINAMIK-97”: Description of computer code, 428-Pr-281[R]. Moscow: OKB Gidropress, 1998.

[4] Tianwan NPP. Topical report: Steady state conditions with operation of four, three and two RCP sets, 428-Pr-743[R]. Moscow: OKB Gidropress, 2011.

[5] 楊曉強，姚進國，鄭繼業(yè). 田灣核電站長周期混合堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力分析[J]. 核安全，2013，12(4)：64-68.

YANG Xiaoqiang, YAO Jinguo, ZHENG Jiye. Steady-state thermal hydraulic analysis of mixed core on long fuel cycle at TNPS[J]. Nuclear Safety, 2013, 12(4): 64-68(in Chinese).

[6] 姚進國，李載鵬，楊曉強. 田灣核電站主泵卡軸事故分析[J]. 中國核電，2011，4(2)：174-179.

YAO Jinguo, LI Zaipeng, YANG Xiaoqiang. Instantaneous jamming of on RCP on TNPS[J]. China Nuclear Power, 2011, 4(2): 174-179(in Chinese).