AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

路 璐　郑利民（上海核工程研究设计院　上海 200233）

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

路 璐郑利民
（上海核工程研究设计院上海 200233）

第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理，使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化，安全性、可靠性、经济性大幅度提高，以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件（Utility Requirements Document, URD）第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求：在很小的反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System, RCS）净泄漏率（不大于2.27m3·h-1）条件下，具有足够的系统冷却剂装量及补水能力，以保证在8h （28800s）内不会触发自动降压系统而进行计算分析，本分析采用安全分析报告小破口失水事故（Loss of coolant accident, LOCA）分析采用的NOTRUMP程序，分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。

反应堆冷却剂系统泄漏，自动降压系统，业主要求文件

美国电力研究所（Electric Power Research Institute, EPRI）在1990年首次公布“先进轻水堆业主要求文件”（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document, ALWR URD）。这一文件包括4种特定的ALWR概念：压力抑制安全壳的改进型沸水堆和干式安全壳的改进型压水堆，以及压力抑制安全壳的非能动沸水堆和干式安全壳的回路型非能动压水堆。URD针对改进型和非能动型两大类ALWR分别提出了著名的14条关键性政策，涉及简单化、设计裕量、人因、安全（事故预防与缓解）、设计基准与安全裕度、管理稳定性、标准化、成熟技术、可维护性、可建造性、质量保证、经济性、预防人为破坏、睦邻友好（对于环境和居民）。长达6000多页包含20000条技术要求的URD为先进轻水堆的开发建立了一整套完备的技术框架和管理框架［1］。

后来，EPRI在2003年2月10日发布的AP1000符合先进轻水堆业主要求文件的评估报告［2］中，做出了AP1000的设计与ALWR URD（第三卷）相符的结论。

本文针对URD第三卷第五章《专设安全系统》中针对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System, RCS）压力控制功能提出的一项要求［3］，即：对于自动降压系统，要求在很小的RCS净泄漏率（不大于2.27 m3·h-1）条件下，具有足够的系统冷却剂装量及补水能力，以保证在8h（28800s）内不会触发自动降压系统，进行计算分析，论证AP1000核电厂满足上述要求。

1　AP1000核电厂ADS系统简介

AP1000核电厂自动卸压系统（Automatic Depressurization System, ADS）是专设安全系统的特有系统。非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System, PXS）设置堆芯补水箱（Core Makeup Tank, CMT）和安全壳内置换料水箱（In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST）的非能动重力注射功能分别代替常规压水堆核电厂高压安注和低压安注系统的功能。由于受CMT高压安注水的水量和IRWST低压安注的压头所限，对于不同破口尺寸的小破口失水事故（Lost of Coolant Accident, LOCA），为有效地衔接高压、中压和低压注射，需要ADS系统实现RCS可控降压功能［4-5］。

AP1000核电厂设置四级ADS阀门，ADS第1级、第2级和第3级阀门由稳压器顶部引出，通过卸压喷头排向IRWST；ADS第4级阀门与RCS热段相连，流体将直接排向安全壳大气，其布置参见图1。

根据CMT低-1水位整定值信号触动ADS第1级阀门开启，在一定的延迟时间后，ADS第2级和第3级阀门依次打开；根据CMT低-2水位整定值信号触发ADS第4级阀门开启。

图1　AP1000核电厂ADS 第1-4级阀门及管线布置Fig.1　Layout of ADS stage 1 to 4 valves and pipes for passive power plant.

2　计算模拟及分析

本文应用NOTRUMP程序进行计算分析，NOTRUMP程序是一个一维的系统分析程序，在此程序中，将RCS系统划分为若干个控制容积，并通过流道互相连接。应用整个系统的质量、能量和动量守恒方程，确定系统的瞬态响应［6-7］。

在分析中，NOTRUMP程序的使用涉及将堆芯模拟成一个具有汽泡上升模型的加热的多个控制容积，允许计算瞬时的混合水位。程序的多节点划分能力可清晰和详细地模拟多个系统部件［8］。

本文计算冷段小破口失水事故，计算自零时刻发生破口至事故后30000s的瞬态过程，在瞬态前计算100s的稳态过程。

在稳态计算完成后，在瞬态计算中增加RCS冷段小破口的模拟及稳压器安全阀的模拟。在计算中采用的主要条件如下：

1） 模拟非能动安全系统的隔离阀；

2） 模拟稳压器安全阀；

3） 堆芯衰变热模型采用ANS-1971标准的衰变热曲线，并考虑+20%的不确定性；

4） 当稳压器水位降至其低-2水位时，在考虑一定的时间延迟后将会触发“S”信号，将由“S”信号触发反应堆停堆信号；

5） 根据“S”信号，将开启CMT注射管线的隔离阀，假设该阀门线性开启；

6） 由“S”信号触动主给水隔离阀关闭；

7） 由CMT低-1水位信号并在一定的延迟时间后触发ADS第1级阀门开启，此后，ADS第2级和第3级阀门将根据时间延迟依次开启；

8） IRWST模拟成两个相连的流体节点，较低的节点与反应堆压力容器直接注射管线（Direct Vessel Injection, DVI）相连，作为依靠重力压头驱动注射到DVI管线的水源。较高的节点作为与稳压器连接的ADS第1-3级阀门排放出口和非能动余热排出（Passive Residual Heat Removal, PRHR）热交换器的热阱；

9） 瞬态中不模拟化学和容积控制系统（Chemical and Volume Control System, CVS）的投入。

根据上述描述，本文对AP1000核电厂RCS泄漏进行了模拟计算，主要计算结果详见图2-11。

由稳压器压力（图2）的变化可见，在零时刻发生破口后，RCS系统压力开始缓慢下降，稳压器水位（图3）也将逐渐下降，直至在事故后约21 690 s，将会达到稳压器低-2水位整定值，延迟2s将会触发“S”信号，CMT注射管线上的隔离阀开启，CMT进入再循环阶段（图4），CMT中原有的冷流体逐渐由RCS冷段的热流体所替代，CMT中流体温度逐渐上升（图5），但是，在整个瞬态过程中CMT一直为满水位，未出现空泡（图6）。

图2　稳压器压力Fig.2　Pressurizer pressure.

图3　稳压器混合水位Fig.3　Pressurizer mixture level.

图4　CMT注入流量Fig.4　CMT injection flow.

图5　CMT顶部节点温度Fig.5　Liquid temperature in the top node of CMT.

图6　CMT混合水位（CMT底部为零标高）Fig.6　CMT mixture level （zero elevation is at the bottom of CMT）.

在CMT触发并考虑延迟时间后开启PRHR，其入口流量变化如图7，PRHR热交换器的热阱为IRWST，在PRHR投入后，IRWST内的流体温度不断上升（图8）。堆芯衰变热与PRHR热移出率的对比详见图9，在反应堆停堆后，堆芯衰变热逐渐减小，在瞬态后期PRHR的带热能力已与堆芯衰变热相当。

图7　PRHR入口流量Fig.7　Inlet flow of PRHR.

图8　IRWST顶部节点温度Fig.8　Liquid temperature in the top node of IRWST.

图9　堆芯衰变热与PRHR热移出率（a） 0-30000s，（b） 20000-30000sFig.9　Reactor decay heat vs. Heat removal rate of PRHR.（a） 0-30000s, （b） 20000-30000s

RCS水装量的变化详见图10，在破口发生后，RCS水装量随着破口流体的排出而逐渐减小，而在CMT投入后，CMT中的冷水进入RCS导致其水装量逐渐上升，稳压器内水位亦逐渐上升，压力也相应升高（图2），在事故后约23560s，RCS压力将会升高至稳压器安全阀开启整定值，稳压器安全阀门将开启并以恒定流量排放，此后，稳压器压力维持恒定。

图10　RCS水装量Fig.10　Inventory of RCS.

破口体积流量变化详见图11，在零时刻发生破口后，初始破口体积流量约为2.80 m3·h-1，在30000s的瞬态过程中，破口流量整体大于2.27m3·h-1。

图11　破口体积流量Fig.11　Volume flow at break.

因此，在整体流量大于2.27 m3·h-1的RCS净泄漏率条件下，可保证有足够的系统冷却剂装量及补水能力，在30000s的瞬态过程中CMT一直为满水位，未下降至低水位整定值，在8h （28800s）之内，不会触发ADS系统投入，它满足美国URD的相关要求。

3　结语

在美国URD中，针对非能动核电厂提出了许多特定的要求，本文针对其中的一项要求，即保证在2.27 m3·h-1净泄漏率的小破口LOCA事故下不应触动ADS阀门进行了计算分析，计算采用安全分析报告适用于小破口LOCA分析的NOTRUMP程序，计算结果表明：在瞬态过程整体流量大于2.27 m3·h-1的RCS净泄漏率条件下，CMT始终处于再循环阶段，仅温度有所上升，水位没有降低，不会触发ADS系统投入，满足美国URD的相关要求。

1 孙汉虹. 第三代核电技术AP1000［M］. 北京: 中国电力出版社, 2010

SUN Hanhong. Third generation nuclear power technology AP1000［M］. Beijing: China Electric Power Press, 2010

2 Rodwell E. Assessment of AP1000 conformance with the ALWR URD［R］. U.S. Electric Power Research Institute, EPRI-1007741, 2003

3 Utility requirements document, volume III, chapter 5: engineered safety systems （Rev.7）［R］. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1995

4 Chen L. Study on impacts of ADS on AP1000 during SB-LOCA［C］. 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE21-15701, Chengdu, China, 2013

5 He S J. The analysis of AP1000 depressurization during small break LOCA［C］. 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE21-15968, Chengdu, China, 2013

6 樊普, 郑尧瑶. 对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正［J］. 原子能科学技术, 2014, 48（5）: 861-866

FAN Pu, ZHENG Yaoyao. The NOTRUMP-AP600 program the lack of evaluation of momentum flux items with the modified［J］. Atomic Energy Science and Technology, 2014, 48（5）: 861-866

7 Fittante R L, Gagnon A F. NOTRUMP final validation report for AP600［R］. WCAP-14808, USA: Westinghouse Electric Corporation LLC, 1998

8 Wright R F. Simulated AP1000 response to design basis small-break LOCA events in APEX-1000 test facility［J］. Nuclear Engineering and Technology, 2007, 39（4）: 287-299. DOI: 10.5516/NET.2007.39.4.287

Analysis of reactor coolant system leak for AP1000 nuclear power plant

LU LuZHENG Limin

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China）

Background: The main design feature of Generation III passive power plant is that the passive safety principles are adopted, so the system, equipment and structure are simplified significantly, and the plant safety, reliability and economy are greatly improved. And the utility requirements document （URD） requirements are met by Generation III passive power plant. Purpose: In this paper, a calculation is made to analyze and verify that the requirement in URD volume III chapter 5 which is related to the automatic depressurization system （ADS） function is met. The requirement is that sufficient reactor coolant system （RCS） inventory and/or makeup shall be provided so that ADS initiation shall not be required for 8-h following a small leak of reactor coolant system, i.e., 2.27-m3·h-1of cold fluid in excess of available charging capacity. Methods: The small break loss of coolant accident （LOCA） safety analysis code NOTRUMP is used in this calculation. And NOTRUMP is a one dimension, system analysis code.

RCS leak, ADS, URD

LU Lu, female, born in 1984, graduated from Shanghai Jiaotong University with a master’s degree in 2008, major in nuclear science and

TL364

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.090603

——

CAP1400关键设计技术研究（中国国家能源局研究项目No.2011ZX06002-001）资助

路璐，女，1984年出生，2008年于上海交通大学核能科学与工程专业获硕士学位，现主要从事反应堆热工安全分析

Supported by Key Design Technology Research of CAP1400 （China National Energy Board Research Project No.2011ZX06002-001）

engineering, now engaged in the reactor thermal hydraulic safety analysis

2015-07-09，

2016-04-10

Results: The results show that the core makeup tanks （CMTs） remain in recirculation phase during the 2.27-m3·h-1leak of RCS transient. The water levels in CMTs do not decrease, and the ADS are not actuated accordingly.

Conclusion: The URD requirement described above that ADS initiation shall not be required for 8-h following a small leak of reactor coolant system, i.e., 2.27-m3·h-1of cold fluid in excess of available charging capacity is met for AP1000 nuclear power plant.