畢樹茂，張 丹，邱志方，張 舒，方紅宇，米爭鵬，吳菱艷

（核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，成都 610213）

在核電廠功率運行期間，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System，簡稱RCS）的超壓保護由穩(wěn)壓器安全閥提供，如果安全閥無法提供足夠的超壓保護能力，一些事故工況會導致RCS超壓，威脅一回路壓力邊界的完整性。我國現(xiàn)有壓水堆對超壓保護設(shè)計及超壓分析具有明確要求［1，2］。對于模塊式小型壓水堆（簡稱模塊式小堆），它具有反應(yīng)堆熱功率低、反應(yīng)堆冷卻劑相對裝量大、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量小等特點，其RCS 的熱工水力特性與大型壓水堆存在差異［3］，尤其是瞬態(tài)下的壓力響應(yīng)特性以及對超壓保護的要求［4］。近年來，國內(nèi)對壓水堆核電廠冷卻劑系統(tǒng)超壓設(shè)計提出了新的要求［2］，主要表現(xiàn)在超壓分析的假設(shè)條件和限制準則的相關(guān)舊標準［5］有所變化。本文以模塊式小堆ACP100 為例，在調(diào)研先進壓水堆核電廠超壓保護設(shè)計要求及超壓分析標準規(guī)范的基礎(chǔ)上，研究并提出了模塊式小堆RCS 超壓保護的設(shè)計基準，并開展了穩(wěn)壓器安全閥容量的論證分析工作。

1 RCS超壓保護設(shè)計基準

本節(jié)對各種新型壓水堆核電廠RCS 超壓保護設(shè)計基準進行了調(diào)研，對比分析了穩(wěn)壓器安全閥容量的確定方法，并根據(jù)模塊式小堆的特點提出了模塊式小堆的設(shè)計基準。

1.1 安全閥容量設(shè)計基準

對于西屋早期核電廠［6］，穩(wěn)壓器安全閥的容量是根據(jù)反應(yīng)堆在滿功率下運行時喪失供給汽輪機的全部蒸汽進行分析確定。此分析中，假設(shè)反應(yīng)堆維持功率運行，二回路維持給水流量，不考慮控制系統(tǒng)的運行，考慮蒸汽通過主蒸汽系統(tǒng)安全閥排放，穩(wěn)壓器安全閥的總排量要求至少與該瞬態(tài)下穩(wěn)壓器的最大波入量相同。西屋在AP1000 核電設(shè)計中采用的穩(wěn)壓器閥門設(shè)計基準與此類似［7］，不同的是，假設(shè)瞬態(tài)中同時喪失給水流量。美國核管會（Nuclear Regulatory Commission，簡稱NRC）主審的三代核電壓水堆US-APWR［8］及先進模塊式小堆NuScale［9］等都基于以上設(shè)計基準確定了閥門容量，同時，NuScale 要求兩列安全閥中的一列容量必須大于瞬態(tài)下的最大波動流量。

華龍一號［10］所選設(shè)計基準和西屋核電廠存在差異，穩(wěn)壓器安全閥按照汽輪機事故停機或3臺蒸汽發(fā)生器的主蒸汽管道隔離閥意外關(guān)閉等引起主蒸汽流量全部喪失的事故瞬態(tài)進行設(shè)計，同時考慮所有蒸汽發(fā)生器安全閥動作，除此之外還采用以下假設(shè)：假設(shè)反應(yīng)堆在102%額定功率下運行，保守考慮緊急停堆延遲時間和緊急停堆整定值偏差，不考慮主給水系統(tǒng)及其他控制系統(tǒng)動作，該事件下RCS 的最大壓力應(yīng)低于110%的設(shè)計壓力。

韓國設(shè)計的三代機組APR1400［11］在穩(wěn)壓器安全閥容量論證中，容量設(shè)計基準和華龍一號類似，也是選取最包絡(luò)的喪失負荷事故，對初始參數(shù)保守考慮，不考慮控制系統(tǒng)作用，采用第二個安全級信號觸發(fā)停堆，超壓準則為RCS壓力低于110%設(shè)計壓力。根據(jù)上述假設(shè)，APR1400分析得到安全閥容量對冷卻劑系統(tǒng)壓力影響的曲線，當安全閥容量增加對超壓影響變化較小時，將該點確定為安全閥的設(shè)計容量。

1.2 超壓分析標準要求

對于RCS 超壓的分析，NRC 在標準審查大綱［12］（Standard Review Plan，簡稱SRP）5.2.2節(jié)中明確要求：事故超壓分析中，停堆由第二個安全級信號觸發(fā)，冷卻劑系統(tǒng)超壓限制準則為不超過110%的設(shè)計壓力。

《壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)超壓分析要求》［NB/T 20100—2016（RK）］［2］標準針對壓水堆核電廠RCS超壓分析要求為：初始條件作保守假設(shè)，對緊急停堆應(yīng)保守考慮信號通道及整定值的最大不確定性，采用的慢化劑溫度系數(shù)、多普勒功率系數(shù)和緩發(fā)中子份額等中子學參數(shù)應(yīng)是保守的。驗收準則為：針對功率運行的Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ類工況的超壓分析，為確保維持系統(tǒng)壓力邊界的完整性，應(yīng)保持RCS 的壓力低于驗收準則，通常驗收準則為設(shè)計壓力的110%。

1.3 模塊式小堆的設(shè)計基準

由上文可知，對于美國主導設(shè)計的第三代核電廠，穩(wěn)壓器安全閥的容量設(shè)計基準和一回路系統(tǒng)的超壓分析要求不同，閥門容量設(shè)計的假設(shè)更加保守，而華龍、APR1400 等核電廠在穩(wěn)壓器安全閥設(shè)計中按照超壓分析要求進行分析，二者存在差異。

對于模塊式小堆ACP100，初步分析表明，由于直流蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量少，難以提供排熱途徑，同時一回路自身熱容有限，一旦二次側(cè)排熱完全喪失且不停堆，短期內(nèi)熱量只能依賴穩(wěn)壓器安全閥導出，而反應(yīng)堆冷卻劑迅速膨脹將使穩(wěn)壓器滿水，進而導致一回路超壓。這與采用飽和式蒸汽發(fā)生器的大型壓水堆有較大區(qū)別（飽和式蒸汽發(fā)生器二次側(cè)存水可作為事故發(fā)生后的短期熱阱）。因此，ACP100難以采用AP1000核電廠的閥門容量設(shè)計基準。

對于ACP100穩(wěn)壓器安全閥的設(shè)計基準，結(jié)合上述工程經(jīng)驗，我們應(yīng)結(jié)合華龍及APR1400核電廠的做法，基于超壓標準，選取包絡(luò)性事故，采用保守的初始條件和功能假設(shè)，不考慮慢化劑反饋效應(yīng)，采用第二個安全級停堆信號等假設(shè)進行閥門容量的確定和超壓分析，選取包絡(luò)瞬態(tài)下的最大波動管體積流量作為穩(wěn)壓器安全閥的最小排量，瞬態(tài)壓力限值為設(shè)計壓力的110%。

2 模塊式小堆閥門容量論證

本節(jié)對ACP100穩(wěn)壓器安全閥容量進行論證分析。首先，本文根據(jù)蒸汽流量完全喪失瞬態(tài)工況下的波動管體積波動流量初步確定穩(wěn)壓器安全閥容量。其次，本文選取最具有限制性的蒸汽流量完全喪失事故進行RCS 超壓論證，以驗證穩(wěn)壓器安全閥容量的選取。

2.1 閥門容量估算

本文采用集總參數(shù)法估算波動管可能的波動流量，作為超壓論證分析閥門容量的初值。由于瞬態(tài)中波動流量是變量，本次估算主要對穩(wěn)壓器滿水之前的波動流量變化和最大值進行分析。

本文假設(shè)反應(yīng)堆維持在功率運行水平，二次側(cè)完全喪失帶熱能力，利用反應(yīng)堆的熱量加熱一回路冷卻劑系統(tǒng)，使之升溫膨脹，據(jù)此估算單位時間內(nèi)系統(tǒng)體積的變化。經(jīng)分析，冷卻劑單位時間的體積差將隨冷卻劑溫度的升高逐漸增加，由波動管進入穩(wěn)壓器的流體體積流量也逐漸增加，穩(wěn)壓器水位將逐漸升高以至滿水。在估算中，發(fā)生事故約19 s后，一回路水體積的累積變化已超過了穩(wěn)壓器正常運行的氣體容積，若不考慮安全閥前期的排放，穩(wěn)壓器將很快滿水，此后安全閥將過水。在滿水前，冷卻劑系統(tǒng)的最大波動流量約為0.4 m3·s-1，本文以此流量作為安全閥初始總?cè)萘俊?/p>

穩(wěn)壓器滿水很可能造成一回路壓力陡增，超出壓力限值，同時造成安全閥過水，影響閥門的后續(xù)運行。因此，為了避免此類工況的出現(xiàn)，反應(yīng)堆應(yīng)在穩(wěn)壓器滿水之前觸發(fā)停堆保護信號，保證一回路壓力邊界的安全，在后文分析中，保護信號的設(shè)置應(yīng)滿足以上要求。

2.2 閥門容量論證

本文參照工程經(jīng)驗及前期分析結(jié)論，選取對于RCS 超壓最具有限制性的蒸汽流量完全喪失事故開展超壓分析。

分析中主要參數(shù)假設(shè)如下：

（1）初始參數(shù)考慮保守偏差；

（2）不考慮慢化劑溫度反饋效應(yīng)；

（3）不考慮第一個安全級停堆信號觸發(fā)反應(yīng)堆停堆；

（4）考慮蒸汽發(fā)生器堵管。

穩(wěn)壓器安全閥第一組開啟壓力為16.9 MPa，關(guān)閉壓力為16.3 MPa，第二組開啟壓力為17.2 MPa，關(guān)閉壓力為16.6 MPa。

ACP100 的設(shè)計壓力為17.2 MPa，超壓分析準則為18.92 MPa。

2.2.1 基本工況

本工況假設(shè)初始時刻汽機速關(guān)閥快關(guān)，給水喪失。此類工況下，二次側(cè)將在瞬態(tài)中保留少量水，依賴安全閥的開啟將帶走部分熱量。該工況可能觸發(fā)的保護信號依次為：穩(wěn)壓器壓力高、穩(wěn)壓器水位高和反應(yīng)堆出口溫度高，具體結(jié)果見表1，主要參數(shù)對比如圖1～圖3 所示。

表1 不同保護信號下的超壓論證結(jié)果Table 1 Results of overpressure underdifferent protection signals

分析中發(fā)現(xiàn)，穩(wěn)壓器將在19 s左右滿水。不考慮穩(wěn)壓器壓力高停堆保護，穩(wěn)壓器高水位或反應(yīng)堆出口溫度高停堆整定值的到達均在19 s之后，如圖1所示，此時穩(wěn)壓器均已滿水，導致安全閥排水，即使閥門的總排量大于波動流量，也無法滿足超壓準則要求，見表1和圖3。

圖1 歸一化核功率Fig.1 Normalized nuclear power

圖2 穩(wěn)壓器壓力Fig.2 Pressurizer pressure

圖3 主泵出口壓力Fig.3 Oulet pressure of main pump

由表1、圖2 以及圖3 可知，主泵出口和穩(wěn)壓器間的壓差較大，經(jīng)分析，這是RCS 超壓的重要原因，該值與波動管的尺寸相關(guān)。波動管為一根細長的多彎頭管，長度接近20 m，具有較大的壓降，我們有必要對波動管尺寸對瞬態(tài)壓力的影響進行研究。

2.2.2 波動管尺寸影響分析

由于難以對波動管的長度或彎頭進行改進，此處對波動管內(nèi)徑對瞬態(tài)壓力的影響進行了分析，分析中內(nèi)徑相對原尺寸增加了20 mm。

針對蒸汽流量喪失事故，采用第二個保護信號，即穩(wěn)壓器水位高觸發(fā)停堆保護，得到的分析結(jié)果見表2，主要序列見表3，對于調(diào)整波動管尺寸后的主要參數(shù)變化如圖4和圖5所示。

相對于原波動管設(shè)計，波動管內(nèi)徑增加后，停堆時間提前到穩(wěn)壓器滿水之前，一回路積累熱量減少，同時由圖4可知，冷卻劑主泵出口和穩(wěn)壓器間的壓差降低，使一回路的壓力峰值相對較低。對于該事故，考慮增加波動管流通面積后，主泵出口將滿足110%設(shè)計壓力的限值。

表2 增加波動管管徑后的超壓分析結(jié)果Table 2 Overpressure analysis results after increasing the diameter of the surge line

表3 超壓分析主要序列Table 3 Main sequence of overpressure analysis

圖4 冷卻劑系統(tǒng)壓力Fig.4 The pressure of coolant system

圖5 波動流量及安全閥流量Fig.5 Surge rate and flowrate of safety valve

由圖5可知，在波動管管徑增加后，波動管的最大峰值流量也有所降低，這將有助于降低對穩(wěn)壓器安全閥的容量需求，我們可基于此進一步優(yōu)化分析后確定閥門的最終容量。

綜上，基于1.3節(jié)提出的設(shè)計基準，本節(jié)對ACP100 超壓保護設(shè)計進行了論證分析，包括停堆信號、波動管內(nèi)徑和安全閥容量，最終確定了穩(wěn)壓器安全閥的容量。

3 結(jié)論

本文以ACP100為例，在調(diào)研各種壓水堆超壓保護要求的基礎(chǔ)上，提出了模塊式小堆穩(wěn)壓器安全閥超壓保護的設(shè)計基準，同時通過對ACP100 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓保護的論證分析，確定了安全閥容量設(shè)計的方法，獲得了安全閥的容量要求。對于采用直流蒸汽發(fā)生器小型壓水堆的超壓保護設(shè)計，本文研究提出的超壓保護設(shè)計基準具有較強的參考價值。