吳 鵬 張曉華 邱志方 方紅宇

（中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，四川 成都610213）

0 前言

中核集團自主研發(fā)的第三代百萬千瓦級壓水堆核電站的反應(yīng)堆保護系統(tǒng)（Reactor Protection System,RPS）采用的是數(shù)字化控制系統(tǒng)（Digital Control System,DCS），DCS有可能因為發(fā)生軟件共模故障（Software Common Cause Failure,SWCCF）而影響到系統(tǒng)功能。為此在核電廠中專門設(shè)置了多樣性保護系統(tǒng)（Diverse Actuation System,DAS），在發(fā)生SWCCF的情況下，對反應(yīng)堆提供保護，以保證反應(yīng)堆安全。

本文對汽輪機停機事故疊加SWCCF的堆芯后果進行計算分析，研究是否需要在DAS中針對該事故設(shè)置專門的自動保護信號。如果需要設(shè)置DAS自動保護信號，則進一步研究和確定需要在DAS中設(shè)置的自動保護信號和功能。

1 分析方法與基本假設(shè)

本文采用THEMIS程序和FLICA程序進行汽輪機事故停機DAS驗證分析。初因事件疊加安全級儀控平臺軟件共模故障原則上屬于超設(shè)計基準事故分析的范疇，因此本文的驗證分析采用最佳估算方法（現(xiàn)實性假設(shè)），不考慮單一故障和廠外電源喪失，并且有關(guān)參數(shù)取名義值。在DAS驗證分析中，認為安全級平臺發(fā)生SWCCF后，所有安全級保護功能全部喪失，但在分析中多樣性保護系統(tǒng)（DAS）和其它不受安全級儀控平臺SWCCF影響的系統(tǒng)（例如ATWT緩解系統(tǒng)等）可以提供反應(yīng)堆保護。

1.1 初始工況

反應(yīng)堆初始功率、初始穩(wěn)壓器壓力、初始反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度、初始穩(wěn)壓器水位、初始SG二次側(cè)水位、初始SG的給水流量均為名義值。

1.2 初因事件與功能假設(shè)

汽輪機在t=0時刻事故停機并且安全級儀控平臺同時發(fā)生軟件共模故障，隨后蒸汽發(fā)生器失去主給水。

與堆芯相關(guān)的假設(shè)：

（1）多普勒功率系數(shù)取最大絕對值；

（2）在壽期初（BOL）和壽期末（EOL）兩種情況下分別進行分析計算。

控制和保護系統(tǒng)：

不考慮安全級儀控平臺保護信號，但以下系統(tǒng)功能不受影響：

（1）ATWT 緩解系統(tǒng)；

（2）蒸汽旁排；

（3）穩(wěn)壓器噴霧及電加熱器。

DAS驗證分析中操作員不干預(yù)時間[1]為事故后30分鐘，即對于沒有自動保護信號的工況，事故后30分鐘操縱員手動停堆或啟動專設(shè)安全設(shè)施。

采用以上假設(shè)的工況記作基準工況。

2 限制準則

[1]介紹了多樣性保護系統(tǒng)事故驗證分析所應(yīng)用的驗收準則?；谥笇?dǎo)性原則，并結(jié)合多樣性保護設(shè)計原則和工程實踐經(jīng)驗，可以確定驗收準則的要求為：最佳估算并滿足屏障完整性準則（不能導(dǎo)致一回路壓力邊界和安全殼完整性喪失）、滿足放射性后果準則、保證堆芯可冷卻幾何形狀等準則。

針對具體事故工況及分類，可進一步研究和確定具體的驗收準則。在DAS分析驗證中，汽輪機停機事故（II類工況同時疊加DCS發(fā)生SWCCF）的驗收準則如下：（1）堆芯不會發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）；（2）熱點燃料芯塊中心溫度低于熔化溫度限值；（3）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力不導(dǎo)致壓力邊界完整性喪失。

3 保護信號研究

3.1 基準工況分析

基于第1節(jié)的分析假設(shè)，圖1-圖2給出基準工況的分析結(jié)果。汽輪機事故停機后，隨后主給水流量終止。此時因反應(yīng)堆功率大于30%FP并且主給水流量低于6%NF，觸發(fā)ATWT緩解系統(tǒng)[2]，經(jīng)計算核實反應(yīng)堆不會超壓，最小DNBR高于限值，事故發(fā)生后1800s內(nèi)SG沒有滿溢。在此之后操作員開始進行干預(yù)，將反應(yīng)堆帶入冷停堆狀態(tài)。

圖1 穩(wěn)壓器壓力（基準工況）

圖2 蒸汽發(fā)生器水體積（基準工況）

3.2 蒸汽發(fā)生器滿溢分析

3.1節(jié)分析中假設(shè)汽機停機之后給水喪失，該假設(shè)對于堆芯安全而言是更惡劣的，其分析結(jié)果表明即使在這種情況下仍然能夠滿足安全限值要求。但是若假設(shè)在事故發(fā)生后給水系統(tǒng)仍能維持一定的給水流量，且在事故發(fā)生后的30分鐘內(nèi)無操作員干預(yù)，有可能會造成蒸汽發(fā)生器滿溢，從而加重事故后果。為了進一步提高反應(yīng)堆的安全裕量，本文在3.1節(jié)分析的基礎(chǔ)上，進一步探討增加“事故后蒸汽發(fā)生器不滿溢”及相關(guān)信號設(shè)置。

3.2.1 無保護信號分析

本節(jié)在第1節(jié)基準工況假設(shè)的基礎(chǔ)上，考慮主給水維持100%NF流量，對壽期末（EOL）工況進行分析（記作工況1）。

瞬態(tài)過程中，主給水維持100%NF流量，未能觸發(fā)ATWT緩解系統(tǒng)[2]，蒸汽發(fā)生器在事故發(fā)生后約978s滿溢（圖3）。

圖3 蒸汽發(fā)生器水體積（工況1）

3.2.2 主給水隔離信號分析

經(jīng)過3.2.1節(jié)的分析，考慮到可能存在蒸汽發(fā)生器滿溢的風(fēng)險，本節(jié)在第1節(jié)基準工況假設(shè)的基礎(chǔ)上，在DAS中增設(shè)“SG水位高高”信號。如果瞬態(tài)過程中觸發(fā)DAS保護系統(tǒng)的“SG水位高高”信號，則主給水自動隔離（記作工況2）。

圖4 穩(wěn)壓器壓力（工況2）

工況2的計算結(jié)果見圖4-圖5。在事故過程中給水流量過高，DAS保護系統(tǒng)的“SG水位高高”信號實現(xiàn)主給水隔離，主給水隔離后觸發(fā)ATWT緩解信號，隨之反應(yīng)堆停堆，輔助給水延遲一段時間后投入。在瞬態(tài)過程中最小DNBR高于限值。事故發(fā)生后1800s內(nèi)SG沒有發(fā)生滿溢，在此之后操作員開始進行干預(yù)，從而可以最終避免SG滿水。

圖5 蒸汽發(fā)生器水體積（工況2）

4 結(jié)論

汽輪機事故停機疊加SWCCF不會損壞反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界的完整性，事故中的最小DNBR值高于限值，燃料包殼沒有發(fā)生DNB的風(fēng)險，滿足驗收準則要求。在DAS系統(tǒng)中設(shè)置“SG水位高高”主給水隔離信號，能夠避免事故后蒸汽發(fā)生器滿溢，有效提高了核電廠的安全性。

【參考文獻】

［1］NRC NUREG-0800 Branch Technical Position BTP-7-19, ‘Guidance for Evaluation of Diversity and Defense-in-Depth in Digital Computer-Based Instrumentation and Control Systems‘[R],Rev 6,July 2012.

［2］陳濟東,主編.大亞灣核電站系統(tǒng)及運行[M].北京:原子能出版社,1995.