張娟花，林繼銘

(中科華核電技術(shù)研究院有限公司，廣東 深圳 518026)

CPR1000核電廠未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)

張娟花，林繼銘

(中科華核電技術(shù)研究院有限公司，廣東 深圳 518026)

CPR1000核電廠發(fā)生喪失正常給水-未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(LOFW-ATWS)時(shí)，若溫度調(diào)節(jié)(R)棒組和功率調(diào)節(jié)(G)棒組的調(diào)節(jié)功能不能及時(shí)作用或喪失，存在一回路超壓的風(fēng)險(xiǎn)。為降低瞬態(tài)過程中的一回路壓力峰值，避免超壓的風(fēng)險(xiǎn)，本文提出了瞬態(tài)過程中增設(shè)反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)的保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)方案，并采用THEMIS程序進(jìn)行改進(jìn)方案的驗(yàn)證分析。結(jié)果表明，該改進(jìn)方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路壓力峰值，消除一回路超壓的風(fēng)險(xiǎn)。

未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)；超壓；保護(hù)信號(hào)改進(jìn)

對(duì)于CPR1000核電廠，在喪失正常給水-未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(LOFW-ATWS)的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析中，考慮了溫度調(diào)節(jié)(R)棒組和功率調(diào)節(jié)(G)棒組的作用，分析結(jié)果為一回路壓力峰值19.87 MPa[1]，小于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)最大容許壓力22.0 MPa，滿足該事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則[2]。若考慮機(jī)組處于手動(dòng)模式或調(diào)節(jié)棒組處于機(jī)械卡棒的狀態(tài)，則R棒組和G棒組的調(diào)節(jié)功能不能及時(shí)作用或已喪失，此時(shí)瞬態(tài)分析過程中的一回路系統(tǒng)壓力峰值將高于其最大容許壓力22.0 MPa，存在一回路系統(tǒng)超壓失效的風(fēng)險(xiǎn)。此外，概率安全分析(PSA)的結(jié)果也表明，此情況下導(dǎo)致堆芯損傷的概率(CDF)約為4.95×10-6/(堆·年)，屬于對(duì)機(jī)組CDF貢獻(xiàn)最大的事故序列。

作為超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況，需重點(diǎn)關(guān)注其潛在的導(dǎo)致堆芯損傷的風(fēng)險(xiǎn)，因此，需采取相應(yīng)的緩解措施降低ATWS瞬態(tài)過程中的一回路壓力，消除一回路超壓的風(fēng)險(xiǎn)。本文參考國(guó)際上其他先進(jìn)壓水堆型的ATWS保護(hù)信號(hào)設(shè)計(jì)方案，并結(jié)合CPR1000機(jī)組的特點(diǎn)，提出ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)方案，并結(jié)合ATWS進(jìn)程進(jìn)行方案有效性驗(yàn)證分析。

1 相關(guān)堆型的ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)

1.1 CPR1000機(jī)組ATWS保護(hù)信號(hào)[3]

假設(shè)發(fā)生LOFW-ATWS事故時(shí)，當(dāng)堆功率大于30%FP(2/2邏輯)時(shí)，若給水流量低于6%NF(2/3邏輯)，觸發(fā)ATWS信號(hào)。ATWS緩解系統(tǒng)將觸發(fā)汽輪機(jī)跳閘并及時(shí)啟動(dòng)輔助給水(ASG)。汽輪機(jī)跳閘將使反應(yīng)堆功率整定為最終功率整定值，并依靠R棒組和G棒組的自動(dòng)調(diào)節(jié)功能降低堆芯功率。輔助給水啟動(dòng)后向蒸汽發(fā)生器的注入流量約6%NF，防止蒸汽發(fā)生器燒干。上述ATWS信號(hào)對(duì)于調(diào)節(jié)棒組的調(diào)節(jié)功能有效情況下的LOFW-ATWS可起到有效的緩解作用，但當(dāng)調(diào)節(jié)功能失效時(shí)，此信號(hào)不能完全消除一回路系統(tǒng)超壓的風(fēng)險(xiǎn)。

1.2 EPR機(jī)組ATWS保護(hù)信號(hào)[4]

在EPR機(jī)組中，當(dāng)LOFW-ATWS事故發(fā)生時(shí)，停堆信號(hào)(RT)疊加停堆棒高棒位信號(hào)觸發(fā)ATWS信號(hào)。ATWS信號(hào)疊加SG低水位信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆冷卻劑泵停轉(zhuǎn)，一回路冷卻劑流量下降。堆芯功率降低減緩并控制一回路壓力升高的趨勢(shì)。此外，緊急注硼系統(tǒng)(RBS)將投入以保證長(zhǎng)期工況下堆芯處于次臨界狀態(tài)。

1.3 AP1000機(jī)組ATWS保護(hù)信號(hào)[5]

AP1000機(jī)組發(fā)生LOFW-ATWS事故時(shí)，SG寬量程低水位信號(hào)觸發(fā)多樣化驅(qū)動(dòng)系統(tǒng)(DAS)觸發(fā)如下動(dòng)作：汽輪機(jī)自動(dòng)停機(jī)、反應(yīng)堆冷卻劑泵自動(dòng)停運(yùn)、堆芯補(bǔ)水箱(CMT)及非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)熱交換器(PRHR HX)自動(dòng)觸發(fā)。

2 CPR1000機(jī)組ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)方案

借鑒EPR、AP1000等機(jī)組ATWS緩解系統(tǒng)的方案，結(jié)合CPR1000機(jī)組的具體特點(diǎn)，提出如下ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)方案：堆功率大于30%FP、疊加給水流量低于6%NF信號(hào)，觸發(fā)ATWS信號(hào)；ATWS信號(hào)疊加SG低低水位信號(hào)(SG窄量程水位信號(hào)NR<15%)觸發(fā)反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)；ATWS信號(hào)觸發(fā)汽輪機(jī)脫扣、輔助給水啟動(dòng)，閉鎖第3組排向凝汽器的釋放閥(GCT-C)。改進(jìn)后的ATWS保護(hù)系統(tǒng)方案如圖1所示。本文將結(jié)合LOFW-ATWS事故進(jìn)程對(duì)該改進(jìn)方案的有效性進(jìn)行分析和驗(yàn)證。

3 改進(jìn)方案論證分析

3.1 分析方法

CPR1000機(jī)組LOFW-ATWS事故分析中，慢化劑溫度系數(shù)、多普勒功率系數(shù)、多普勒溫度系數(shù)等中子學(xué)參數(shù)采用SCIENCE V2[6]軟件包計(jì)算；事故瞬變進(jìn)程采用THEMIS V4.10[7]程序分析；堆芯偏離泡核沸騰比(DNBR)采用FLICAⅢ-F[8]程序計(jì)算。

3.2 功能假設(shè)

ATWS瞬變過程分析中假設(shè)：不考慮緊急停堆；考慮因機(jī)械卡棒或手動(dòng)控制而導(dǎo)致R棒組和G棒組無法下插入堆芯(或未能及時(shí)下插)；考慮改進(jìn)的ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解動(dòng)作，包括汽輪機(jī)脫扣、ASG啟動(dòng)、反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)等。

為驗(yàn)證反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)對(duì)事故緩解的效果，對(duì)冷卻劑泵的停運(yùn)時(shí)間進(jìn)行敏感性分析，結(jié)果表明，瞬態(tài)事故發(fā)生后第67 s反應(yīng)堆冷卻劑泵必須停運(yùn)才能有效地避免一回路系統(tǒng)超壓。本文的驗(yàn)證分析即基于此時(shí)間假設(shè)。

圖1 CPR1000機(jī)組ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)改進(jìn)方案Fig.1 Improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system for CPR1000 unit

3.3 驗(yàn)收準(zhǔn)則

CPR1000機(jī)組LOFW-ATWS事故原有的驗(yàn)收準(zhǔn)則為：在95%的堆芯壽期內(nèi)，一回路系統(tǒng)壓力峰值不超過其最大允許壓力22.0 MPa。

考慮到增加ATWS保護(hù)改進(jìn)方案后，瞬態(tài)過程中反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)后，一回路冷卻劑流量減小，溫度升高，將導(dǎo)致DNBR的裕量減小。因此，增加該改進(jìn)后的事故驗(yàn)收準(zhǔn)則除考慮原有準(zhǔn)則外，還需考慮堆芯最小DNBR必須保持在相應(yīng)的限值1.19[9]以上。

3.4 瞬態(tài)進(jìn)程及分析結(jié)果

LOFW-ATWS分析過程表明，蒸汽發(fā)生器喪失正常給水導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器水位急劇下降，二回路排出堆芯熱量的能力降低，進(jìn)而導(dǎo)致一回路系統(tǒng)的壓力和溫度大幅升高，以致穩(wěn)壓器滿溢且先導(dǎo)式安全閥根據(jù)其設(shè)定閾值開啟排放。在此過程中，輔助給水系統(tǒng)啟動(dòng)向蒸汽發(fā)生器注水；反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)，一回路冷卻劑流量急劇下降，溫度持續(xù)升高，從而使反應(yīng)堆冷卻劑的負(fù)反饋效應(yīng)占據(jù)優(yōu)勢(shì)，堆芯反應(yīng)性及功率下降；同時(shí)配合一、二回路間的換熱增加，一回路系統(tǒng)壓力及溫度升高的趨勢(shì)逐漸減緩并下降，穩(wěn)壓器水位下降，堆芯達(dá)到穩(wěn)定可控的狀態(tài)。該事故進(jìn)程列于表1。

ATWS改進(jìn)前及改進(jìn)后的瞬態(tài)進(jìn)程中的關(guān)鍵參數(shù)變化如圖2所示。由分析結(jié)果可知：改進(jìn)后，一回路壓力峰值為20.8 MPa，未超過最大容許壓力22.0 MPa，一回路系統(tǒng)的完整性無破壞的風(fēng)險(xiǎn)；最小DNBR為2.31，大于限值1.19，燃料的完整性無破壞的風(fēng)險(xiǎn)。事故分析結(jié)果滿足LOFW-ATWS事故驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求。

表1 LOFW-ATWS事故進(jìn)程Table 1 LOFW-ATWS accident process

4 結(jié)論

1) 由上述驗(yàn)證性分析結(jié)果可知，LOFW-ATWS事故下采用改進(jìn)后的ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)，充分利用堆芯中子學(xué)的負(fù)反饋效應(yīng)可有效降低瞬態(tài)過程中一回路系統(tǒng)的壓力，確保壓力峰值低于其最大容許壓力，堆芯的DNBR也完全滿足其限值要求。該改進(jìn)解決了CPR1000機(jī)組ATWS瞬態(tài)時(shí)一回路系統(tǒng)超壓的共性問題。

圖2 堆芯反應(yīng)性、核功率、一回路系統(tǒng)壓力及溫度的變化Fig.2 Changes of core reactivity, nuclear power, primary pressure and primary temperature

2) 為驗(yàn)證反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)對(duì)限制一回路壓力峰值的作用，本文計(jì)算中選取了冷卻劑泵必須停運(yùn)的最遲時(shí)間。實(shí)際上，根據(jù)ATWS信號(hào)及SG低低水位信號(hào)的觸發(fā)時(shí)間，冷卻劑泵停運(yùn)信號(hào)將在事故發(fā)生后數(shù)秒內(nèi)即會(huì)收到并執(zhí)行，最短時(shí)間約小于8 s(考慮ATWS信號(hào)觸發(fā)、儀控系統(tǒng)延遲等時(shí)間)，經(jīng)分析可知，若此時(shí)冷卻劑泵立即停運(yùn)，事故緩解的效果更佳。

3) 初步PSA分析評(píng)估表明，采用此改進(jìn)方案后，ATWS事故導(dǎo)致的堆芯損傷概率將下降至1.45×10-6/(堆·年)，相對(duì)降幅達(dá)71%。

4) 該改進(jìn)方案中新增的反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)措施主要利用核電廠原有監(jiān)測(cè)參數(shù)中的SG低低水位信號(hào)及ATWS信號(hào)疊加觸發(fā)，未增加其他設(shè)備及監(jiān)測(cè)信號(hào)，結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)單易行。目前，該改進(jìn)方案已在陽江核電廠5、6號(hào)機(jī)組設(shè)計(jì)中實(shí)施。

5) 對(duì)于新建核電廠，可考慮圖1中的ATWS保護(hù)信號(hào)及緩解系統(tǒng)設(shè)計(jì)；對(duì)于在運(yùn)核電廠，除可考慮圖1的邏輯結(jié)構(gòu)外，還可進(jìn)一步考慮簡(jiǎn)化方案，如僅ATWS信號(hào)直接觸發(fā)冷卻劑泵停運(yùn)等的改進(jìn)。該改進(jìn)方案設(shè)計(jì)對(duì)于其他先進(jìn)壓水堆堆型，如ACPR1000、ACP1000、華龍1號(hào)等堆型均具有一定的參考價(jià)值。

[1] 蔣曉華，李貴杰. 寧德核電廠1、2號(hào)機(jī)組18個(gè)月?lián)Q料專項(xiàng)未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWT)[R]. 深圳：中科華核電技術(shù)研究院有限公司，2009.

[2] VENNETTLLI D. GNPS 1 & 2 18 month fuel cycles anticipated transients without trip (ATWT)[R]. France: Framatome ANP, 2001.

[3] 廣東核電培訓(xùn)中心. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M]. 北京：原子能出版社，2007.

[4] TNPS 1 and 2 final safety analysis report[R]. France: Areva, 2012.

[5] 林誠(chéng)格，郁祖盛，歐陽予. 非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000[M]. 北京：原子能出版社，2008.

[6] PAUCK S, BARBIER B. SCIENCE V2 nuclear code package, qualification report[R]. France: Framatome ANP, 2004.

[7] 歐陽勇. 寧德核電廠1、2號(hào)機(jī)組18個(gè)月?lián)Q料專項(xiàng)THEMIS模型[R]. 深圳：中科華核電技術(shù)研究院有限公司，2008.

[8] JULLION M N. FLICA Ⅲ-F user’s manual[R]. France: Framatome ANP, 1999.

[9] 周洲，毛玉龍. 寧德核電廠1、2號(hào)機(jī)組18個(gè)月?lián)Q料專項(xiàng)DNBR限值設(shè)計(jì)[R]. 深圳：中科華核電技術(shù)研究院有限公司，2008.

Improvement of ATWS Protective Signal and Mitigation System for CPR1000 Nuclear Power Plant

ZHANG Juan-hua, LIN Ji-ming

(ChinaNuclearPowerTechnologyResearchInstitute,Shenzhen518026,China)

At the event of loss of normal feedwater-anticipated transient without scram (LOFW-ATWS) in CPR1000 nuclear power plant, the primary loop overpressure risk may exist when the regulation functions of temperature regulation (R) rods and power regulation (G) rods cannot work timely or have lost. In order to reduce the peak value of primary pressure and avoid the overpressure risk in this transient process, an improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system by adding shutdown action of coolant pumps was proposed in this paper, and then THEMIS program was adopted to verify this scheme. The verification results indicate that the improvement scheme can effectively reduce the peak value of primary pressure and eliminate overpressure risk in LOFW-ATWS event.

ATWS; overpressure; protective signal improvement

2014-07-21;

2015-01-08

張娟花(1982—)，女，河南焦作人，高級(jí)工程師，碩士，從事核電廠安全分析及嚴(yán)重事故管理研究

TL364.4

A

1000-6931(2015)10-1811-04

10.7538/yzk.2015.49.10.1811