田湾核电站主泵卡轴事故分析

2011-05-23姚进国李载鹏杨晓强

中国核电 2011年2期

姚进国，李载鹏，杨晓强

（江苏核电有限公司，江苏连云港 222042）

田湾核电站一期工程由两台100万k W核电机组组成，采用俄罗斯A E S-91型，即W W E R1000/428型反应堆装置，是基于WWER1000/320型系列核电机组的设计、建造和运行经验为基础，并吸取西方压水堆的改进技术而完成的改进型四环路压水堆。

本文利用从俄罗斯引进热工水力瞬态计算程序DINAMIKA-97模拟计算田湾核电站一台主泵转子卡死事故，分析田湾核电站在该事故工况下的反应堆安全。

1 事故描述

反应堆冷却剂泵的机械故障包括主泵轴转子瞬间卡死和轴瞬间断裂，受影响的反应堆冷却剂环路流量迅速降低。假如该事故发生在满功率水平下，堆芯冷却剂流量的降低导致冷却剂温度迅速升高，可能导致燃料棒发生DNB，此时如果反应堆没有紧急停堆，将可能导致燃料棒的损坏。

2 计算方法与假设条件

2.1 计算程序描述

DINAMIKA-97程序用于WWER型压水堆瞬态和事故工况下一回路冷却剂和蒸汽发生器热工水力参数的计算分析。程序可模拟反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主循环管道、堆芯应急保护系统、控制和联锁系统等。

2.2 计算数据和假设条件

计算中使用的主要数据见表1。

表1 输入参数和初始状态Table 1 Input parameters and initial conditions

计算冷却剂参数采用一维近似连续方程、动量方程和能量方程。计算反应堆功率采用6组缓发中子的点动力学方程。程序中可使用不同的经验公式求解传热系数，流体阻力系数，以及模拟反应堆各腔室中的冷却剂相变过程，蒸汽、汽水混合物的动力流动。

由于模拟不同设备的微分方程组差别很大，所以需要不同的方法求解。在求循环回路、反应堆各控制体、蒸汽发生器中的冷却剂参数和计算金属结构中的温度场时，用隐式有限差分格式求解微分方程组。模拟反应堆应急保护系统、中子动力学方程、泵转速方程时，用龙格-库塔方法、艾米尔-柯西法或隐式有限差分求解。

程序可以计算多种非稳态工况，如主泵工作异常、汽轮发电机负荷变化、给水供应系统异常、反应堆控制和保护系统及其他调节系统异常、二回路蒸汽管道破裂、蒸汽发生器给水管道破裂、小泄漏最初阶段包括一回路向二回路泄漏等。

程序可模拟4个环路、5个堆芯通道。每个通道加热高度上的计算段数可达10个，每个环路上计算段数可达22个。DINAMIKA-97采用了非稳态工况热工水力计算程序包的一系列模块，包括KAHAL-97、SVOSTVA、WODA、ALFA、TBEL、NASOS、SAOZ、MAZ-1、OXRA-2等。

程序模拟计算一回路系统控制体划分示意图如图1所示。

DINAMIKA程序可用于WWER1000、W W E R440反应堆安全论证，曾用于芬兰Loviza-1、新瓦沃罗涅什等核电站。

根据事故分析的保守性要求，主要计算假设包括：

（1）考虑对计算结果最不利的参数偏差组合，如反应堆功率在满功率水平上考虑最大偏差＋4%，最小冷却剂流量。

（2）功率调节器系统运行在“H”工况。

（3）采用对DNB和最大燃料温度和包壳温度最不利的功率分布。

（4）事故开始叠加机组丧失场外电。

（5）假设4台应急给水泵中的2台在机组失电后120 s启动（假设一个应急给水泵失效，第二个应急给水泵在维修状态）。

（6）反应堆停堆保护时，假设一束最大价值的控制棒卡在堆顶。

（7）保守考虑反应堆保护信号形成时间延迟，选取第二停堆信号保护。

图1 用DINAMIKA-97程序模拟计算一回路系统控制体划分示意图Fig. 1 Analog computation for the division of primary loop system controllers by using DINAMIKA-97 program

（8）假设一个蒸汽发生器上的对大气排放阀（BRU-A）失效，附加考虑二回路导热减少。

（9）保守的停堆余热曲线，考虑+3σ误差。

（10）保守假设对事故进程有缓解作用的核电站正常运行系统和设备不运行，其中包括功率自动调节器（APC）、反应堆预保护（PP1，PP2，APP）、主蒸汽旁排阀（BRU-K）、化学与容积控制系统（KBA）、稳压器电加热和稳压器喷淋等。

3 计算结果与结果分析

主泵转子卡死事故序列见表2，主要计算结果曲线在图2至图9中给出。

第2环路主泵转子卡死事故发生后，该环路的冷却剂流量迅速减少，通过堆芯的冷却剂流量也相应减少，从而导致堆芯冷却不足，冷却剂压力、温度上升，传热条件恶化。

由于事故开始叠加机组失电，所以失电时刻认为蒸汽发生器主给水和辅助给水丧失、汽轮机截止阀关闭、BRU-K失效。由于4个运行主泵中的3个停运形成第一个停堆信号，计算中第一停堆信号被忽略。

主泵卡轴事故发生过程中主泵压头快速下降，导致相应环路流量迅速减少。在事故发生后0.01 s第二个停堆信号产生，即第二停堆信号由主泵压头在5 s内由0.392 MPa下降到0.245 MPa触发。停堆信号触发2.5 s后反应堆应急保护动作（控制棒下落），随后反应堆功率减低到衰变热水平。

汽轮机主截止阀关闭后导致二回路压力升高，最高升高到8.03 MPa。3.4 s蒸汽发生器1、2和4的BRU-A压力达到打开，随后二回路压力降低并由BRU-A维持压力。

机组断电后，主泵停运并开始惰转，随后建立了稳定的一回路自然循环。120 s蒸汽发生器应急给水泵启动。2台应急给水泵分别注入到两台蒸汽发生器（SG-3，SG-4），使得相应的蒸汽发生器液位升高并维持一回路冷却剂压力和温度等参数稳定。

表2 卡轴事故序列Table 2 Chronological order of jamming events

图2 反应堆相对功率Fig.2 Relative core power

图3 堆芯压力和SG蒸汽压力Fig.3 Pressure in the reactor core and steam generator

图4 一回路冷却剂温度Fig.4 Coolant temperature at the primary loop

图5 堆芯和环路流量Fig.5 Flow rate in the core and loops

图6 燃料温度和包壳温度Fig.6 Temperatures of fuel and fuel rod cladding

图7 稳压器液位Fig.7 PRZ level

图8 蒸汽发生器液位Fig.8 Level in steam generator

图9 燃料棒径向焓Fig.9 Radially-averaged fuel enthalpy

计算结果表明，卡轴事故发生后反应堆很快停堆（小于3 s）。在整个事故过程中及自然循环建立后，堆芯始终具有可靠的冷却流量，能够将剩余衰变热安全导出堆芯。燃料棒径向功率峰值因子为1.70的燃料棒将发生DNB，但发生DNB的燃料棒数量不足导致堆芯燃料组件的完整性破坏。燃料棒最大径向平均焓为446.2 J/g，小于相应的586 J/g的限值。燃料棒包壳最高温度为700 ℃，燃料棒中心温度最高为1 832 ℃，均低于相应的温度限值1 200 ℃和2 550 ℃。一、二回路压力最大值分别达到18.0 MPa和8.15 MPa，未超出反应堆冷却剂系统和蒸汽管道内的压力设计值。