AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

刘 展，王 喆，张国胜，秦慧敏

(上海核工程研究设计院，上海 200233)

2011年3月，日本发生由地震和海啸引发的福岛核事故。福岛核事故中，因全厂断电(丧失厂内外电源)导致实施堆芯冷却的设备和部件失效，长时间丧失热阱，只得暂时依靠安全阀或放气阀，通过丧失主回路系统冷却剂的方式带走部分衰变热。但此举实际效果有限，堆芯升温引发锆水反应并产生大量氢气，最终引发氢气爆炸。

本工作假想AP1000核电厂发生类似于福岛核事故的全厂断电事故，核电厂丧失蒸汽发生器(SG)二次侧热阱(在SG水装量耗尽后)，只能通过非能动余热排出系统(PRHRS)带走反应堆堆芯衰变热。若在较长时间内反应堆堆芯产热(衰变热)与PRHRS的带热能力不相匹配，将会引起稳压器满溢，通过稳压器安全阀排放液体冷却剂，这将使事故升级(由Ⅱ类工况演变为Ⅲ类工况的小破口LOCA)，由此，将不能满足事故验收准则的要求，还有可能引起反应堆堆芯裸露。此外。在事故期间，堆芯补水箱(CMT)的冷水注入反应堆堆芯将会引起冷却剂膨胀，稳压器满溢的风险将会进一步增大。

基于上述假设，本文研究AP1000核电厂在类似日本福岛核事故工况下事故是否升级，出现稳压器满溢，并导致放射性冷却剂外泄。

1 分析程序和主要假设

1.1 分析程序

应用LOFTRAN程序15.0.0版本[1]模拟AP1000核电厂在全厂断电事故下的核电厂响应。该程序可模拟中子动力学、反应堆冷却剂系统(RCS，包括自然循环)、稳压器、蒸汽发生器和给水系统，包括详细地模拟电厂控制系统和保护系统。

1.2 主要假设

AP1000核电厂在丧失正常给水事故下，因全厂断电引起反应堆冷却剂泵停运、汽轮机停机，同时，假设堆芯补水箱投入并触发PRHRS投入。该事故分析的主要假设条件为：丧失正常给水；反应堆停堆；汽轮机停机；反应堆冷却剂泵停运；CMT投入(CMT投入运行将会引起反应堆冷却剂系统膨胀更严重，保守假设其同时投入)；PRHRS投入。

2 全厂断电事故分析

基于主要假设，对类似于日本福岛核事故的全厂断电事故进行分析研究。图1示出该事故下稳压器水容积的变化。

图1 基准工况下稳压器水容积的变化

全厂断电发生后，反应堆停堆，与此同时汽轮机停机，引起SG二次侧热阱暂时丧失，只能通过SG安全阀和PRHRS带走反应堆堆芯衰变热。由于全厂断电引起反应堆冷却剂泵停运，PRHRS热交换器的热移出能力大幅降低(仅通过自然循环带走热量)，事故初期，其换热能力远小于反应堆堆芯衰变热，故RCS将快速升温升压，稳压器水装量也将相应上升。此外，保守考虑CMT在事故初期就投入，使得RCS膨胀更严重，最终在反应堆堆芯衰变热与PRHRS热交换器的带热能力匹配之前，稳压器已满溢。图1计算结果也表明，在约3 500 s时，稳压器发生满溢。

若不考虑操纵员干预，在全厂断电事故工况下，AP1000核电厂将在约1 h后达到稳压器满溢，引起RCS水装量流失，它将增大反应堆堆芯裸露的风险，由此将会增大安全壳内的放射性水平，并增大向环境释放大量放射物质的可能性。

因此，为防止AP1000核电厂在此事故工况下发生稳压器满溢，需进行相关的防止稳压器满溢的对策研究。

3 防止稳压器满溢的对策研究

基于上述分析，AP1000核电厂在全厂断电事故工况且不考虑操纵员干预的情况下，将会发生稳压器满溢。因此，应采取合理对策避免或缓解核电厂由稳压器满溢引起的不利影响(包括可能的事故升级及增加安全壳内的放射性等)。

3.1 PRHRS能力

在此事故下，核电厂因全厂断电，将很快引起反应堆冷却剂泵停运，PRHRS的热交换器只能依靠自然循环将反应堆堆芯衰变热传至安全壳内置换料水箱(IRWST)内的水中。此外，IRWST背压取安全壳设计压力(IRWST背压越大，PRHRS的能力越弱，对结果越保守)，因此，事故初期，PRHRS热交换器的能力远小于反应堆堆芯衰变热的水平(图2)，且CMT冷水的注入也会使PRHRS的换热能力有所减弱，故为防止稳压器发生满溢，可由增加PRHRS的带热能力来实现。增大PRHRS的传热面积(通过增加传热管数目和传热管长度来实现)或降低PRHRS循环回路的压降可有效地增强其换热能力，使PRHRS的传热能力与反应堆堆芯衰变热较早地匹配，最终达到防止稳压器满溢的目的。

图2 PRHRS传热率和堆芯功率

若PRHRS的传热面积增大约30%，在约21 500 s，可使PRHRS与反应堆堆芯衰变热匹配(提前约4 000 s)，最终可避免稳压器满溢。图3示出该事故下稳压器水容积的变化。图3表明，增强PRHRS的传热能力有利于防止稳压器满溢。

图4示出PRHRS不同传热面积的敏感性分析。图4表明，PRHRS的传热面积越大，越有利于防止稳压器发生满溢。但传热面积增大同时会带来设备变大的弊端，因此，从安全裕度和简化设备两方面考虑，建议PRHRS的传热面积增加约35%～40%较为合适。

图3 传热面积增大约30%时稳压器水容积随时间的变化

图4 不同传热面积下稳压器水容积随时间的变化

3.2 安全壳背压迭代计算

在全厂断电事故工况下，安全壳内并未发生RCS破口事故，因此质量和能量释放较少，主要通过PRHRS的热交换器加热IRWST内的水而使其达到沸腾产生质能释放，3.1节中IRWST背压(即安全壳压力)取其设计压力过于保守，在实际分析中可结合W-GOTHIC程序迭代计算并考虑一定的保守性，对防止稳压器满溢有较大好处。IRWST的压力越高，其中的冷却剂沸腾得就越晚，只能通过其冷却剂温度升高的显热增加带走PRHRS换热的能量，与IRWST内冷却剂沸腾引起的潜热相比，其带走的热量较小，故安全壳背压通过迭代的方式取合理的保守值，在一定程度上可缓解或防止稳压器发生满溢。具体而言，基于3.1节，若IRWST背压降低0.1 MPa，稳压器最大水容积将会减小约3 m3，由此距稳压器满溢的裕度将会增大约5%。

3.3 增大稳压器容积

引起稳压器满溢的原因之一是稳压器自由容积较小，它将导致稳压器容纳RCS冷却剂膨胀的体积较小，因此，本研究仅考虑增大稳压器容积防止稳压器满溢。在PRHRS带热与反应堆堆芯衰变热匹配前，RCS内的冷却剂将会继续膨胀，引起RCS体积增加，稳压器水容积上升。通过系统程序分析，稳压器自由容积增加约35%以上，可有效避免全厂断电事故期间稳压器发生满溢。因此，稳压器容积需增大当前总容积的约35%。

此外，CMT不仅容积较大且冷却剂温度与安全壳内的温度基本一致，瞬态过程中其冷水注入反应堆堆芯极大地增加了反应堆冷却剂系统的膨胀，因此，通过增设CMT隔离信号(如稳压器高水位信号触发隔离CMT)，将降低后期CMT注入反应堆堆芯较冷的冷却剂的质量，使得反应堆冷却剂系统膨胀有一定的降低，由此可为防止稳压器满溢起到缓解作用。

4 结论

通过以上分析和有关防止稳压器满溢对策研究，可得到如下结论。

1) 在与日本福岛核事故相似的全厂断电事故下，AP1000核电厂在丧失正常给水且不考虑操纵员干预的情况下，将会引起稳压器满溢，该事故将会升级为RCS破口事故，它将大幅增大安全壳内的放射性水平。

2) 在此事故下，可通过以下措施避免或缓解稳压器满溢：增大PRHRS热交换器的传热面积，可防止稳压器满溢；合理降低IRWST的背压，可增大达到稳压器满溢的裕度，有效地缓解稳压器满溢；增大稳压器的容积，可防止稳压器满溢。此外，增设CMT隔离信号(稳压器高水位信号)，也可有效缓解在该事故下稳压器满溢。

针对AP1000核电厂在全厂断电事故工况进行防止稳压器满溢的对策研究，其结果可用于指导核电厂设计，并为事故分析提供指导。

参考文献：

[1] Westinghouse Electric Company. LOFTRAN code description and user’s manual, WCAP-7878[R]. USA: Westinghouse Electric Company, 2005.