周金明

（上海電力學(xué)院自動化工程學(xué)院，上海 200090）

在核電的發(fā)展過程中，核電的安全一直是人們關(guān)注的熱點(diǎn)，國家核安全局也對新建核電站重要安全要求做了全面的探討[1-2]。反應(yīng)堆堆芯損壞是核電站嚴(yán)重的安全事故，導(dǎo)致堆芯損壞的原因之一：偏離泡核沸騰成為研究的熱點(diǎn)，國內(nèi)對核電站偏離泡核沸騰做了大量的研究工作[3-4]。對于過冷或低含汽率流動沸騰，如果核電站發(fā)生反應(yīng)堆核功率激增的事故，一回路冷卻劑溫度迅速升高。冷卻劑溫度的升高會使得冷卻劑在壁面產(chǎn)生氣泡膜，極大降低堆芯與冷卻劑的傳熱，引起燃料元件壁溫飛升，發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB），嚴(yán)重的可使燃料元件包殼燒毀甚至放射性泄漏。

鑒于一回路冷卻劑溫度對 DNB的發(fā)生有著重要的影響，本文展開了深入研究。首先，在某核電站進(jìn)行了滿負(fù)荷試驗(yàn)，建立了基于Matlab的燃料棒不同軸向位置的偏離泡核沸騰比（DNBR）計算模型，通過對燃料棒沿軸向不同位置的DNBR定量化的分析，找出了燃料棒易發(fā)生偏離泡核沸騰的區(qū)域。其次，對一回路冷卻劑溫度變化對DNBR的影響進(jìn)行了橫向和縱向的對比分析，定量化得出了一回路冷卻劑溫度升高對減小 DNBR有直接的影響的結(jié)論。最后，對于核電站的安全級儀控系統(tǒng)對偏離泡核沸騰的保護(hù)作用做了概述，分析了其驅(qū)動信號和邏輯判斷。為后續(xù)展開對安全級儀控系統(tǒng)可靠性的深入研究奠定了重要的基礎(chǔ)。

1 基于Matlab的燃料棒軸向DNBR模型的構(gòu)建與分析

偏離泡核沸騰比（DNBR）是臨界熱流密度與實(shí)際熱流密度之比。為了確保堆芯及燃料包殼的安全，核電站設(shè)計的準(zhǔn)則之一是偏離泡核沸騰比＞1.22[5]。掌握燃料棒軸向 DNBR分布對于核電站安全運(yùn)行有重要的意義。

1.1 某核電站不同負(fù)荷工況下核功率實(shí)驗(yàn)

由于 AP1000暫無運(yùn)行機(jī)組，本文首先選取AP1000原型反應(yīng)堆研究燃料棒傳熱惡化薄弱環(huán)節(jié)，并將其拓展到了 AP1000核電機(jī)組反應(yīng)堆。在某核電站進(jìn)行了100%FP工況下運(yùn)行的實(shí)驗(yàn)，借助堆芯測量系統(tǒng)（RIC系統(tǒng)）獲取了不同通道冷卻劑出口溫度、核功率等數(shù)據(jù)，該實(shí)驗(yàn)中數(shù)據(jù)記錄：該核電站是三環(huán)路，每一環(huán)路熱、冷管段溫度的數(shù)據(jù)記錄見表1。圖1（a）、（b）為堆芯通量圖及冷卻劑出口溫度圖。

表1 滿負(fù)荷時不同通道冷卻劑出口溫度/℃

圖1 100%滿負(fù)荷運(yùn)行時堆芯通量圖和出口溫度圖

核電運(yùn)行中要保證偏離泡核沸騰比最小的通道都是安全的，所以選取通量圖1（a）圖中功率數(shù)值較高的通道，相對應(yīng)的選取圖1（b）圖中對應(yīng)的冷卻劑出口溫度。冷卻劑進(jìn)口溫度為 292℃。選取的通道及數(shù)值見表2。

表2 選取的冷卻劑通道及相應(yīng)的參數(shù)

為了驗(yàn)證冷卻劑通道軸向偏離泡核沸騰比的分布情況。對于每一個通道，從通道的底部到頂端選取具有代表性的6個位置（編號：1—6）進(jìn)行DNBR的計算。

1.2 DNBR計算與結(jié)果分析

1）臨界熱流密度的計算

臨界熱流密度的計算應(yīng)用由西屋電氣公司開發(fā)的 w-3公式[6]，它適用于流動的欠熱泡核沸騰和低含汽率的飽和泡核沸騰工況，因而是典型的描述偏離泡核沸騰的臨界熱流密度公式。

式中，qDNB是臨界熱流密度，W /m2；p是壓強(qiáng)，Pa；G是流體的質(zhì)量流密度， k g/(m2·s)；hf是對應(yīng)壓力下飽和水比焓，kJ/kg；De是等效熱力直徑，m；xE是計算點(diǎn)出的平衡含汽率；hin是冷卻劑進(jìn)口處水的比焓。

2）實(shí)際熱流密度的計算

通過已經(jīng)建立的DNBR模型，利用Matlab編寫DNBR程序。以F05通道為例進(jìn)行分析，得到軸向分布的 6個位置的DNBR，見表 3。其他通道計算結(jié)果不再贅述。

表3 100%FP時F05通道軸向DNBR

滿負(fù)荷工況下，不同軸向位置DNBR趨勢圖如圖2所示。

圖2 滿負(fù)荷工況下，不同軸向距離DNBR趨勢圖

圖2為雙縱坐標(biāo)圖，橫坐標(biāo)x為軸向距離，左縱軸y1為臨界熱流密度，右縱軸y2是偏離泡核沸騰比。圖中虛線表示DNBR的值，可以看出偏離泡核沸騰比與臨界熱流密度不是單純的線性關(guān)系，而是先隨著軸向距離的增大先減小后增大的趨勢。燃料棒DNBR最小的點(diǎn)出現(xiàn)在第4個取點(diǎn)處。如果能保證該處DNBR符合設(shè)計基準(zhǔn)，則燃料棒是安全的。

1.3 冷卻劑溫度的變化對DNBR的影響研究

從以上分析中得到了DNBR隨軸向距離變化的情況。為了研究冷卻劑溫度對DNBR的影響，本文選取滿負(fù)荷運(yùn)行時，5個通道中每個通道第 4取值點(diǎn)處的DNBR為研究對象。根據(jù)已經(jīng)建立的DNBR計算模型，改變單一變量冷卻劑溫度，得到5個通道第4個取點(diǎn)處的DNBR見表4。

表4 滿負(fù)荷工況下、5通道的DNBR

為了更直觀的顯示表4中冷卻劑溫度對偏離泡核沸騰比（DNBR）的影響，對表 4的數(shù)據(jù)進(jìn)行了橫向和縱向的對比，分別得到圖3和圖4。

圖3 滿負(fù)荷運(yùn)行時，不同冷卻劑溫度對應(yīng)的DNBR

圖4 滿負(fù)荷運(yùn)行，冷卻劑溫度為T1時，溫度的細(xì)微變化對應(yīng)的DNBR

圖3偏離泡核沸騰比——冷卻劑溫度的三維圖，x坐標(biāo)為不同冷卻劑溫度，y坐標(biāo)為滿負(fù)荷運(yùn)行下所選取的通道，z坐標(biāo)是DNBR。

橫向?qū)Ρ缺?得圖3。每個通道的DNBR與冷卻劑溫度的關(guān)系可以看出DNBR隨冷卻劑溫度的增大而減小，這一變化趨勢在各個通道都是一致的，圖中顯示：冷卻劑溫度高將會降低 DNBR，也就是增大了核電站發(fā)生偏離泡核沸騰的危險。如果冷卻劑溫度達(dá)到飽和溫度（15.41MPa時為 344.3℃）時DNBR在 1.6左右，已經(jīng)迫近設(shè)計限值 1.22，易發(fā)展成偏離泡核沸騰，造成堆芯損壞。

縱向?qū)Ρ缺?4中的數(shù)據(jù)得到圖 4。在冷卻劑溫度為T1的運(yùn)行工況下，不同通道的DNBR與冷卻劑溫度的關(guān)系，從表4的T1溫度具體數(shù)值的比較可以得出：溫度高的通道 DNBR小于溫度低的通道DNBR。通道D07的DNBR與其他幾個通道的DNBR相比較大，而通道D07的冷卻劑溫度是這五個通道中最小的，這也說明冷卻劑溫度升高會導(dǎo)致 DNBR減小，需要進(jìn)行重點(diǎn)監(jiān)測。

在核電站的堆芯熱量導(dǎo)致的停堆限值設(shè)置中，一回路冷卻劑溫度正是核電站的超溫、超功率ΔT保護(hù)的監(jiān)測量。

2 安全級儀控系統(tǒng)對反應(yīng)堆避免DNB的研究

超溫、超功率TΔ將觸發(fā)反應(yīng)堆的安全級儀控系統(tǒng)進(jìn)行相應(yīng)的保護(hù)，保護(hù)反應(yīng)堆的安全。因此，需要對安全級儀控系統(tǒng)的驅(qū)動信號和邏輯判斷作深入研究。

安全級儀控系統(tǒng)執(zhí)行的三個主要功能，反應(yīng)堆緊急停堆、專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動和安全級級數(shù)據(jù)處理。核儀表系統(tǒng)將采集到的監(jiān)測量（如，主回路監(jiān)測信號：熱管段、冷管段溫度，燃料棒上、下半部的中子通量率）經(jīng)數(shù)模轉(zhuǎn)換后傳輸?shù)竭壿嫹蠁卧?，然后觸發(fā)電廠保護(hù)子系統(tǒng)執(zhí)行反應(yīng)堆緊急停堆和專設(shè)安全設(shè)施起動。安全級數(shù)據(jù)處理子系統(tǒng)執(zhí)行事故后顯示安全參數(shù)功能。

超溫TΔ保護(hù)旨在保護(hù)反應(yīng)堆免于發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB），防止燃料包殼燒毀[7]；超功率TΔ保護(hù)旨在保護(hù)反應(yīng)堆免于發(fā)生超功率，防止燃料芯塊熔化，避免因芯塊熔化而引起包殼的損毀[8]。

2.1 緊急停堆系統(tǒng)驅(qū)動信號及邏輯判斷的分析

1）超溫、超功率TΔ保證整定值的計算

超溫、超功率TΔ保護(hù)是反應(yīng)堆上惟一的由多個測量量組成的多元函數(shù)保護(hù)定值通道。這些測量包括主冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑平均溫度、運(yùn)行壓力、主泵轉(zhuǎn)速以及軸向功率偏差等。超溫ΔT保護(hù)通道整定值OTΔTsp和超功率ΔT保護(hù)通道整定值OPΔTsp關(guān)系式[9]分別為

式中，OTΔTsp、OPΔTsp為計算得到的保護(hù)整定值，℃；Tnom為額定工況下熱段與冷段的溫差，℃；pnom為額定壓力，MPa；p為實(shí)際運(yùn)行工況下的壓力，MPa；Tnom為額定工況下的平均溫度，℃；T為實(shí)際運(yùn)行工況下的平均溫度，℃；n為主冷卻劑泵轉(zhuǎn)速，r/min；nN為主冷卻劑泵額定轉(zhuǎn)速，r/min；ΔI為軸向功率偏差，%；S為拉氏變換量，S-1；f1(ΔI)、f2(ΔI)為ΔT保護(hù)通道中由ΔT所決定的補(bǔ)償函數(shù)；K1、K2、K3、K4、K5、K6、K7、K8為各影響項(xiàng)的系數(shù)；τ1、τ2、τ3、τ4、τ5、τ7為保護(hù)系統(tǒng)的時間常數(shù)，s。

超溫、超功率ΔT監(jiān)測的變量和測量范圍見表5。

表5 超溫、超功率ΔT監(jiān)測變量和測量范圍

將OTΔTsp或OPΔTsp同通過濾波器的ΔT測量信號進(jìn)行比較，當(dāng)2個環(huán)路中的ΔT測量值（4取2）等于ΔT整定值時即發(fā)出緊急停堆信號。下面將對緊急停堆系統(tǒng)的四取二邏輯進(jìn)行分析。

2）緊急停堆系統(tǒng)四取二邏輯判斷的分析

為了提高系統(tǒng)的可靠性和容錯能力，超溫、超功率ΔT的保護(hù)控制邏輯和監(jiān)測量均采用四重序列（A、B、C、D）冗余結(jié)構(gòu)。圖 5表示其中一個邏輯列的結(jié)構(gòu)，其他三個序列的結(jié)構(gòu)與此相同，四個序列同時對系統(tǒng)的監(jiān)測信號做出判斷，每一個序列的旁通狀態(tài)和停堆狀態(tài)都經(jīng)過通訊系統(tǒng)傳輸?shù)狡渌齻€序列中，進(jìn)行四取二符合邏輯判斷。

以一個序列為例，核儀表監(jiān)測的停堆保護(hù)變量值經(jīng)過定值器處理邏輯（BPL）子系統(tǒng)，傳輸?shù)骄植糠线壿嫞↙CL）子系統(tǒng)，進(jìn)行邏輯判斷，當(dāng)四個安全序列中有至少兩個序列達(dá)到局部停堆或局部驅(qū)動時，LCL子系統(tǒng)觸發(fā)緊急停堆或驅(qū)動專設(shè)安全設(shè)施。觸發(fā)緊急停堆信號使反應(yīng)堆停堆斷路器（RTCB）的欠壓脫扣線圈和勵磁脫扣線圈斷電，欠壓脫扣線圈和勵磁脫扣線圈設(shè)置為雙重冗余，提高系統(tǒng)防御風(fēng)險能力。最終安全級儀控系統(tǒng)將產(chǎn)生保護(hù)動作包括緊急停堆，汽輪機(jī)跳閘，安注系統(tǒng)起動等，來保障反應(yīng)堆安全。

圖5 AP1000反應(yīng)堆停堆保護(hù)功能以及其他相關(guān)功能示意圖

2.2 專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)驅(qū)動信號及邏輯判斷的研究

安全級儀控系統(tǒng)的專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動系統(tǒng)用于識別事故工況和驅(qū)動專設(shè)安全設(shè)施（ESF），在事故工況下可以防止或緩解堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的損壞，并保證安全殼的完整性。接下來，本文對專設(shè)安全驅(qū)動系統(tǒng)的驅(qū)動信號和邏輯判斷進(jìn)行分析研究。

1）專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動信號（S信號）

專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動信號（S信號）的的引發(fā)有五種情形。包括：穩(wěn)壓器壓力低，超前—滯后補(bǔ)償?shù)恼羝軌毫Φ?，反?yīng)堆冷卻劑冷段溫度低，安全殼壓力高，手動驅(qū)動。專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動信號及相關(guān)參數(shù)見表6。

表6 S信號監(jiān)測范圍、驅(qū)動邏輯及容許值

以反應(yīng)堆的彈棒事故為例，當(dāng)事故發(fā)生以后，緊急停堆系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆。如此一來，由于堆芯核功率的驟降，會使得冷卻劑因?yàn)橥蝗皇崃縼碓炊杆俳禍?、降壓。安全級儀控系統(tǒng)的核儀表監(jiān)測到穩(wěn)壓器壓力低和冷卻劑冷段溫度低，從而產(chǎn)生專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動信號，專設(shè)安全設(shè)施如安全注射系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)隨即起動。

從分析中可知專設(shè)安全設(shè)施承擔(dān)著保護(hù)反應(yīng)堆安全的重要任務(wù)，針對S信號和其他驅(qū)動信號的研究及其所驅(qū)動的專設(shè)安全設(shè)施的掌握將有助于分析事故工況下堆芯損壞的事故序列。受S信號和其他安全驅(qū)動信號所驅(qū)動的專設(shè)安全設(shè)施主要有堆芯補(bǔ)水箱，非能動余熱排出系統(tǒng)等，如圖6（a）、（b）所示。

圖6 S信號驅(qū)動的專設(shè)安全設(shè)施

2）專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動觸發(fā)信號的四取二邏輯判斷

產(chǎn)生專設(shè)安全設(shè)施驅(qū)動觸發(fā)信號為四取二邏輯，增加了系統(tǒng)的可靠性，減少了驅(qū)動信號誤報和失效的風(fēng)險。觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施動作的信號邏輯簡化結(jié)構(gòu)如圖 7所示。專設(shè)安全驅(qū)動信號（S信號）用于許多專設(shè)安全設(shè)施的驅(qū)動邏輯中。S信號也用于觸發(fā)反應(yīng)堆停堆。

圖7 觸發(fā)S信號邏輯簡化圖

3 結(jié)論

本文建立了燃料棒沿軸向不同位置的偏離泡核沸比模型，對冷卻劑溫度對偏離泡核沸騰比的影響做了深入研究。

超溫、超功率ΔT保護(hù)觸發(fā)安全級儀控執(zhí)行緊急停堆功能，避免反應(yīng)堆發(fā)生偏離泡核沸騰。本文針對 AP1000核電站安全級儀控系統(tǒng)在避免反應(yīng)堆發(fā)生偏離泡核沸騰時起到的保護(hù)作用進(jìn)行了詳細(xì)的研究，對安全級儀控系統(tǒng)執(zhí)行緊急停堆和驅(qū)動專設(shè)安全設(shè)施系統(tǒng)有了全面的掌握，為后續(xù)進(jìn)一步研究安全級儀控系統(tǒng)的可靠性奠定了基礎(chǔ)。

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