王 琛，趙新文，傅晟威

(海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系， 武漢 430033)

K1類設(shè)備是位于安全殼內(nèi)，在對應(yīng)于核電機(jī)組正常、事故和(或)事故后運(yùn)行工況的環(huán)境條件下以及地震載荷下保證其功能的設(shè)備。按照國家相關(guān)法規(guī)的要求，核電站用K1類設(shè)備必須進(jìn)行LOCA鑒定試驗(yàn)的驗(yàn)證。LOCA鑒定試驗(yàn)是核電廠K1類設(shè)備中最嚴(yán)格的試驗(yàn)，當(dāng)核安全設(shè)備按照試驗(yàn)要求在LOCA爐內(nèi)進(jìn)行試驗(yàn)，溫度壓力曲線按照一定裕度要求嚴(yán)格包絡(luò)LOCA鑒定曲線時(shí)，可以確保發(fā)生LOCA事故時(shí)核電廠核安全級設(shè)備的安全。以我國某型船用核動(dòng)力裝置為例，一是沒有進(jìn)行過完整的鑒定試驗(yàn)；二是缺少完善的標(biāo)準(zhǔn)或鑒定曲線指導(dǎo)。因此，針對該裝置提出一條合理LOCA鑒定指導(dǎo)曲線十分緊迫，本文采用RELAP5軟件模擬發(fā)生LOCA事故時(shí)堆艙熱力環(huán)境，在相關(guān)裕度要求下，提出了一條可供參考的鑒定試驗(yàn)曲線。

1 LOCA鑒定試驗(yàn)臺簡介

LOCA是壓水堆核電站的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。LOCA 鑒定試驗(yàn)臺通過在LOCA 爐內(nèi)模擬一回路失水事故后的復(fù)雜熱工和化學(xué)環(huán)境，驗(yàn)證事故工況后1E設(shè)備能否正常工作。LOCA 鑒定試驗(yàn)臺簡單流程[1]如圖1所示，主要由LOCA 爐、蒸汽系統(tǒng)、噴淋系統(tǒng)、控制系統(tǒng)等組成，LOCA 爐的目的是在爐內(nèi)實(shí)現(xiàn)鑒定曲線要求的熱工環(huán)境。蒸汽系統(tǒng)由儲能罐、快開閥、管路等組成，目的是為LOCA爐提供蒸汽以達(dá)到試驗(yàn)曲線要求的溫度和壓力。噴淋系統(tǒng)由化學(xué)溶液儲槽、噴淋泵、LOCA 爐內(nèi)的噴頭和管路等組成。

2 LOCA事故后堆艙環(huán)境條件

當(dāng)船用核動(dòng)力裝置發(fā)生LOCA事故時(shí)，大量高溫高壓流體從破口噴入堆艙，導(dǎo)致堆艙內(nèi)溫度和壓力急劇上升，為保證溫度壓力不超過堆艙設(shè)計(jì)限值堆艙內(nèi)設(shè)備正常運(yùn)行，需啟用包括噴淋在內(nèi)的一系列保護(hù)措施。

在核電站中，執(zhí)行反應(yīng)堆緊急停堆、安全殼隔離、堆芯應(yīng)急冷卻、堆芯余熱導(dǎo)出、反應(yīng)堆廠房的熱導(dǎo)出和防止放射性物質(zhì)向周圍環(huán)境大量排放的設(shè)備稱為IE級設(shè)備。IE級設(shè)備在LOCA事故后的30 d內(nèi)必須能夠執(zhí)行其基本功能。核電1E級設(shè)備必須按照國內(nèi)EJ/T531，法國RCC-M，美國IEE382等標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行一系列鑒定試驗(yàn)，但是我國船用核動(dòng)力裝置卻沒有進(jìn)行過完整的鑒定試驗(yàn)，更沒有可供參考的完善的標(biāo)準(zhǔn)鑒定曲線，為了保證核安全，為今后的鑒定工作做準(zhǔn)備，急需建立適合船用核動(dòng)力裝置特點(diǎn)的LOCA鑒定曲線。

3 LOCA鑒定試驗(yàn)曲線

船用核動(dòng)力裝置LOCA事故后堆艙環(huán)境條件包括熱力環(huán)境和噴淋環(huán)境，如壓力，溫度，液體流速，噴淋時(shí)間，化學(xué)成分等，不同的裝置在相應(yīng)的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下環(huán)境條件是不同的，對應(yīng)的鑒定曲線標(biāo)準(zhǔn)也是不同的。我國核電二代機(jī)組大多遵循法國RCC系統(tǒng)規(guī)范，如CPR1000是在法國M310堆型基礎(chǔ)上改進(jìn)的，法國標(biāo)準(zhǔn)NFM64-001規(guī)定的鑒定試驗(yàn)曲線[2]如圖2所示，要求15 s內(nèi)溫度達(dá)到185 ℃，壓力達(dá)到0.55 MPa，溫度和壓力分別兩次達(dá)到峰值，溫度和壓力變化速率較快，試驗(yàn)時(shí)間15 d，試驗(yàn)時(shí)間較長。對于船用核動(dòng)力裝置，運(yùn)行壓力和溫度高得多，鑒定曲線溫度和壓力變化將更加劇烈，事故后留給操作員的處理時(shí)間很少，因此鑒定曲線試驗(yàn)時(shí)間也短得多，這是由船用核動(dòng)力裝置的結(jié)構(gòu)運(yùn)行特點(diǎn)決定的。

3.1 系統(tǒng)建模

RELAP5/MOD3程序是用于分析輕水反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)在假想事故中熱工水力響應(yīng)的最佳估算程序。以我國某型船用核動(dòng)力裝置為例，其與民用核電站差異很大，在目前情況下，RELAP5/MOD3能夠相對較好的模擬該裝置特點(diǎn)。由于該裝置的失水事故分析對冷段破口的上限尺寸沒有明確要求，也不考慮LOCA所產(chǎn)生的水力學(xué)載荷與沖擊載荷的疊加，保守性略顯不足，因此在具體分析中做了大量的保守假設(shè)。包括：反應(yīng)堆初始功率為額定功率加上測量誤差和調(diào)節(jié)死區(qū)；為延遲反應(yīng)堆停堆和安注，冷卻劑系統(tǒng)初始壓力等于額定值加上最大的穩(wěn)態(tài)波動(dòng)值和測量誤差；冷卻劑初始平均溫度為額定值加上最大的穩(wěn)態(tài)波動(dòng)值和測量誤差；對安全注射系統(tǒng)應(yīng)用單一故障準(zhǔn)則，僅有一臺高壓安注泵和一臺低壓安注泵投入，為延遲安注泵的投入，考慮從安注信號產(chǎn)生到安注泵投入的時(shí)間延遲；軸向功率分布取壽期初時(shí)的功率分布，因壽期初的總的功率不均勻因子最大；堆芯衰變熱取自美國ANS公布的標(biāo)準(zhǔn)曲線值。并進(jìn)行了大量的敏感性分析以確保結(jié)果具有一定的保守性。

基于RELAP5程序，對該船用核動(dòng)力裝置中的設(shè)備及管路逐一劃分控制體，建立完整的計(jì)算模型，該型船用核動(dòng)力裝置堆艙體積遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于核電站安全殼體積且沒有隔間，因此堆艙可以用等體積控制體代替，考慮穩(wěn)壓器波動(dòng)管雙端斷裂和冷卻劑主管道熱端和冷端雙端斷裂，在事故過程中，由于大量的一回路高溫高壓冷卻劑釋放到堆艙中，堆艙的溫度和壓力隨之上升，堆艙的放射性劑量也上升。對堆艙內(nèi)設(shè)備尤其是安全相關(guān)性較高的泵閥類設(shè)備沖擊較大。

本文RELAP5/MOD3分析結(jié)果以峰值溫度壓力進(jìn)行歸一化，熱段雙端斷裂160 s內(nèi)溫度壓力變化如圖3、圖4所示，分析計(jì)算結(jié)果見表1。

表1 熱段分析計(jì)算結(jié)果

冷段主閘閥外側(cè)雙端斷裂160 s內(nèi)溫度壓力變化如圖5、圖6所示，分析計(jì)算結(jié)果見表2。

表2 冷段分析計(jì)算結(jié)果

波動(dòng)管雙端斷裂600秒內(nèi)溫度壓力變化如圖7、圖8所示，分析計(jì)算結(jié)果見表3。

表3 波動(dòng)管段分析計(jì)算結(jié)果

由以上分析可以看出冷段主閘閥外側(cè)雙端斷裂對堆艙溫度壓力的影響最大，以冷段主閘閥外側(cè)失水事故為例，研究 9 000 s內(nèi)溫度壓力變化如圖9、圖10所示。

可以看出，8 000 s之后溫度壓力變化趨向于平穩(wěn)，對溫度壓力變化率進(jìn)行分析如圖11、圖12所示。

可以看出，100 s之后溫度壓力變化率已經(jīng)很小，因此要求的鑒定曲線對前100 s精確度要求較高，100 s之后在滿足相應(yīng)的包絡(luò)要求下進(jìn)行相應(yīng)的保溫保壓，由以上分析制定出滿足要求的鑒定曲線。在鑒定曲線設(shè)計(jì)的原則是，斜率變化較大時(shí)，取可以包絡(luò)它的斜線段，斜率變化較小時(shí)，取包絡(luò)它的橫線段，考慮保留一定的鑒定裕度，其溫度壓力的各個(gè)峰值拐點(diǎn)在 3.2節(jié)裕度理念中的要求下取最大值，最終鑒定曲線如圖13、圖14所示，

由鑒定曲線可以看出13 s之內(nèi)，溫度壓力分別達(dá)到最大值，2 h之后進(jìn)行保溫保壓，1 h之后變化率已經(jīng)很小，為圖像直觀起見，以下對比1h之內(nèi)鑒定曲線與實(shí)際溫度壓力變化曲線，如圖15、圖16所示，

可見，本文建立的LOCA鑒定曲線，較好的包絡(luò)了各種破口事故曲線，并且滿足合理的裕度要求，可操作性和經(jīng)濟(jì)性較高。

3.2 裕度理念

為了保留鑒定過程的不確定性，鑒定標(biāo)準(zhǔn)一般都要求對相關(guān)的鑒定參數(shù)增加裕度。需要指出的是，此處所指的裕度，并非是為了解決環(huán)境條件計(jì)算過程中的不確定性。事實(shí)上核電廠設(shè)計(jì)過程中已經(jīng)用保守的方法對環(huán)境參數(shù)進(jìn)行了計(jì)算，根據(jù)IEEE 323-2003和10CFR50.49，鑒定裕度主要是考慮：實(shí)際產(chǎn)品與鑒定樣品的差異，鑒定試驗(yàn)過程中測量儀表的不確定性，以及性能指標(biāo)驗(yàn)收準(zhǔn)則可能存在的不確定性。因此型式試驗(yàn)鑒定應(yīng)確保具有足夠的鑒定裕度，裕度本身可正可負(fù)，其引入是以增加試驗(yàn)的嚴(yán)酷程度為目的。鑒定裕度可通過提高試驗(yàn)幅度、延長試驗(yàn)持續(xù)時(shí)間、增加循環(huán)次數(shù)、提高或降低運(yùn)行電壓以及上述方法的綜合等方式實(shí)現(xiàn)。鑒定試驗(yàn)中常用的裕度見表4。

表4 鑒定裕度要求

4 結(jié)論

本文通過對某型船用核動(dòng)力裝置3種主要破口事故進(jìn)行建模分析，在滿足包絡(luò)要求的前提下，首次建立了該裝置的LOCA溫度壓力鑒定曲線，得到如下結(jié)論：

1) 由RELAP5破口失水事故分析可以看出，該型船用核動(dòng)力裝置發(fā)生LOCA事故時(shí)，堆艙內(nèi)溫度壓力峰值和變化率比普通核電站安全殼內(nèi)高得多，反應(yīng)時(shí)間也遠(yuǎn)遠(yuǎn)小于普通核電站。

2) 由建立的鑒定曲線可以看出，該曲線較好的包絡(luò)了幾種主要失水事故對堆艙溫度壓力的影響，考慮了鑒定裕度，具有一定的保守性。在對該型船用核動(dòng)力裝置進(jìn)行LOCA鑒定工作中，由于溫度壓力峰值較高，變化率較大，對鑒定設(shè)備和操作人員素質(zhì)要求較高。

3) LOCA鑒定曲線并不唯一，本文建立的某型船用核動(dòng)力設(shè)備鑒定曲線充分考慮了經(jīng)濟(jì)性和操作的可行性，為今后的鑒定工作奠定了基礎(chǔ)。

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[4] 李軍業(yè),張宗列,樂秀輝.核電閥門的試驗(yàn)鑒定[J].閥門,2009(4):17-20.

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