AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故CMT注射分析

廖 亮，周全福

（上海核工程研究设计院，上海 200233）

堆芯补水箱（CMT）是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统（PXS）的重要组成部分。两个CMT均位于安全壳内稍高于反应堆冷却剂系统（RCS）环路标高的位置，内部贮有浓硼水。对于发生的非LOCA（丧失冷却剂事故）事件，当正常补给系统不可用或补水不足时，CMT对RCS提供补给和硼化；对于发生的LOCA事件，CMT提供相对高流量的安注［1］。在通常情况下，当主泵开启时，CMT即使被触发，也不能注入堆芯。然而，在某些事故工况下，即使主泵开启，CMT也可能注入，这是值得研究的问题，它将直接影响事故进程，以及事故的分析结果。因此，确定CMT的注入能否成功，对核电厂的安全分析有着重要的意义。

对于丧失主给水未能实现反应堆紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故，参考文献［2］使用美国西屋公司的系统程序LOFT4AP2.0.1进行了计算分析，此程序是西屋公司系统分析程序LOFTRAN适用于非能动核电厂的版本，已被美国核管会批准用于核电厂取证的事故分析［3］。分析结果显示，在该事故下，即使主泵持续运行，CMT在触发一段时间后依然可成功注射。这一结论与通常情况下颇为不同。本文为验证LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性，应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5 MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行计算分析，并找出CMT能成功注入的根本原因。

1 CMT注射原理分析

CMT通过1根注射出口管线和1根压力平衡入口管线分别与RCS相连。压力平衡管线与冷管段的顶部连接且一直向上延伸至CMT入口的高点。CMT底部的出口管线连接到压力容器直接注入（DVI）管线以完成向反应堆堆芯的安全注入，DVI连接到反应堆压力容器的下降段环腔。安保信号打开CMT出口管线上的两个并联阀门，使CMT与RCS连通（图1）。非能动安全系统的采用极大地降低了人因失误发生的可能性，大幅提高了系统运行的可靠性，并取消了安全级的交流应急电源。

CMT为非能动部件，由于CMT内充满冷水，其注射驱动力由重力产生，即CMT顶部至DVI管线的冷水重力减去平衡管线中水的重力：

图1 AP1000堆芯补水箱布置示意图Fig.1 Schematic diagram of AP1000CMT

冷却剂从冷段平衡管线处流至压力容器下降段DVI口处的阻力，包括冷管段沿程阻力和压力容器入口局部阻力。认为冷段平衡管线处和下降段的冷却剂密度相等，根据伯努利方程有：

式中：p为压力；ρ为密度；h为高度；v为流速；g为重力加速度；L为冷段从平衡管线至压力容器入口的长度；D为冷段直径；K1为沿程阻力系数；K2为压力容器入口局部阻力系数；下标DVI为压力容器下降段DVI注入口处，CL为冷段平衡管线处，CMT为堆芯补水箱顶部。

当AP1000核电厂正常运行时（主泵开启），可求得CMT注入驱动压力pqd＝31.05kPa，而冷却剂从冷管段进入下降段时流速变小，产生较大的正恢复压降（动能项），因此pDVI大于pCL，求得pDVI－pCL＝95.68kPa（即CMT注入需克服的阻力）。可见驱动力较注入阻力小得多，此时，CMT即使被触发，也不能注入。

2 事故模拟和假设条件

假设在满功率条件下4.0s时发生丧失主给水事故，并假设启动给水失效。根据达到停堆信号定值，运行蒸汽旁排来控制RCS温度。因蒸汽旁排的投入会导致二次侧水更快的损耗，故此假设是保守的。同时也会造成二次侧的降压。丧失主给水的结果使蒸汽发生器（SG）水位快速下降，并达到宽量程低－低水位整定值，将会触发反应堆停堆信号，但本分析中假定反应堆停堆信号无效，不模拟控制棒和停堆棒的插入。事故由一、二次侧的安全阀开启（超压保护）和2台CMT中的1台投入来缓解。假定非能动余热排出系统（PRHRS）无效，稳压器加热器有效，稳压器喷淋无效。其它初始条件列于表1。

表1 计算初始条件Table 1 Initial conditions

3 计算结果和讨论

在丧失主给水ATWS事故后，时间序列列于表2。AP1000核电厂响应曲线示于图2。

在丧失主给水后，由于蒸汽持续流至汽机，二次侧水装量迅速下降（图2a）。反应堆冷却剂平均温度（图2b）和压力（图2c）由于一、二次侧间传热减少而迅速上升。堆芯冷却剂平均温度上升导致冷却剂密度下降，而慢化剂负反馈使反应堆功率下降（图2d），同时，稳压器会发生向内波动并使稳压器水容积增加，约118s时发生满溢。

62s时达到SG宽量程低水位停堆整定值。假设反应堆停堆无效而汽机停机有效，保守假设停堆信号触发后延迟2s停机。在汽机停机后，SG压力立即迅速上升（图2e），但由于蒸汽旁排立即投入，压力未达到安全阀开启定值。达到SG宽量程低水位停堆整定值后延迟7s，2台CMT之一开始投入，但实际注入时间却较晚，约在432s（图2f）。

表2 事故序列Table 2 Accident process

图2 AP1000核电厂响应曲线Fig.2 Response curves of AP1000nuclear power plant

上述分析指出，通常情况下，当主泵开启时，CMT即使被触发，也不能注入。而在丧失主给水ATWS事故下，主泵始终运行，CMT开启后的相当长一段时间内同样不能注入，但在432s时，CMT却开始能够注入，这与西屋公司LOFT4AP2.0.1程序的计算结果大致吻合（图2f）。

CMT的开始注入与其驱动压力及注入阻力的变化有必然关系。按式（1）可计算事故发展过程中，CMT的注射驱动压力，由RELAP5程序可计算事故过程中的pDVI和pCL，由此可计算注入阻力。图3示出了CMT的驱动压力和注入阻力的比较。可看到，随着事故的发展，注入需克服的压力逐渐减小，而432s之前，CMT的驱动压力缓慢增加，432s之后，驱动压力急速上升，这正是导致432s时CMT注入流量急速上升的原因。

图3 CMT驱动压力与需克服压力的比较Fig.3 Comparison between drive force and resistance of CMT injection

分析CMT驱动压力增加及注入需克服压力减小的原因为：丧失主给水后，一、二次侧传热减小，堆芯冷却剂温度迅速升高，冷却剂平均密度降低，并最终达到饱和状态，从176s开始，冷却剂中开始含汽（图4），冷却剂平均密度进一步降低，使得由于冷却剂从冷管段进入下降段流速变慢而产生的正恢复压降减小，从式（2）也可看出，CMT注入需克服的压力与冷段冷却剂密度ρCL成正比，因此，它随着冷却剂平均密度降低而降低；另一方面，由于冷段的含汽冷却剂逐渐进入CMT平衡管线，使得式（1）中右边第2项减小，当冷段含汽冷却剂大量进入平衡管线时，CMT驱动压力便迅速增加，CMT逐渐转为以蒸汽补偿模式运行。CMT注射的驱动压力和注入阻力的此消彼长，最终导致了在主泵持续运行时，CMT同样可成功注入的这一特殊现象。

图4 冷管段的含汽量Fig.4 Void content of cold leg

4 结论

本文应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析，计算结果与西屋公司LOFT4AP2.0.1程序的计算结果基本一致。结果显示，在丧失主给水ATWS事故下，即使主泵持续运行，第432s时，CMT也能够注入，这一现象与通常事故状态下有所不同。CMT可成功注入的原因是因为丧失主给水后，由于反应堆停堆失效，一、二次侧间传热减少，导致反应堆冷却剂平均温度上升，密度降低，最后至饱和状态，冷却剂含汽使冷段冷却剂平均密度进一步降低，使得CMT的注射驱动压力升高，而需克服的阻力减小，随着冷却剂含汽量的增加，驱动力最终超过注射阻力，CMT成功注入。

［1］林诚格，郁祖盛.非能动安全先进核电厂AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008.

［2］郑尧瑶，徐珍.用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究［R］.上海：上海核工程研究设计院，2009.

［3］LOFTRAN code description， WCAP－7907－P－A［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Company LLC.，1984.