先进三代核电AP1000丧失正常给水事故研究

2018-01-09方红宇

核安全 2017年3期

张舒,吴鹏,张丹,李峰,方红宇

(核反应堆系统设计技术重点实验室,成都 610213)

丧失正常给水 (由于泵失效、阀门故障或丧失厂外交流电)会导致二次侧移出 (反应堆堆芯产生的)热量能力的下降。如果启动给水无效,安全相关的非能动余热排出系统 (简称PRHRS)会自动通过保护和安全监测系统的启动来移出衰变热和系统显热。

核电厂丧失正常给水后将会引起如下一系列事件:蒸汽流量和给水流量失配将导致反应堆由 “蒸汽发生器低-2水位信号”停堆,该信号同时触发启动给水系统。由反应堆停堆引起的汽机停机将导致蒸汽系统压力升高,如果用于汽机旁排的冷凝器失效,但蒸汽发生器大气释放阀可用,它将自动开启向大气排放蒸汽。如果蒸汽发生器大气释放阀无效,蒸汽发生器安全阀将开启以排出燃料和冷却剂的显热以及堆芯衰变热。冷却剂达到零功率温度后,如果启动给水有效并向蒸汽发生器供水,由蒸汽发生器大气释放阀或安全阀移出衰变热并维持核电厂在热停堆状态。如果启动给水无效,则PRHRS将会由蒸汽发生器低-2水位 (窄量程)与启动给水低-2流量符合信号,或者蒸汽发生器低-2水位 (宽量程)信号启动。PRHRS将堆芯衰变热和显热传至内置换料水箱 (简称IRWST),因此在丧失正常和启动给水后堆芯热量也被持续移出。

1 验收准则

丧失正常给水事故属于II类事故 (中等频率事件)。

中等频率事件最坏可导致反应堆停堆,但仍能恢复运行。根据定义,这些事故不应发展成更为严重的 (即Ⅲ类工况或Ⅳ类工况)事故。另外,工况II事故预期不应导致燃料元件损坏或反应堆冷却剂系统或二回路系统超压。

II类工况的验收准则如下:

(1)最小DNBR高于95/95DNBR限值,以保证燃料包壳完整性;

(2)峰值线性产热率不能超过导致燃料中心熔化的值;

(3)反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统压力不应高于设计压力的110%;

(4)在不发生其他单一失效的情况下,不能导致更严重的事故工况。

对于上述验收准则 (1),只要事故最小DNBR大于安全分析限值,即可满足。此外,丧失正常给水事故不会引起功率大幅上升,因此不会挑战准则 (2)。由于AP1000核电的稳压器安全阀采用弹簧式安全阀,如果事故引起稳压器满水,不能保证安全阀过水后能够可靠回座。如果因为发生一个II类事故而导致安全阀卡开这样的Ⅲ类事故,就无法满足验收准则中的第 (4)条。

所以对于丧失正常给水事故,需要验证满足的验收准则包括:稳压器不满溢,并保证导出堆芯余热;最小DNBR大于安全分析限值1.5;反应堆冷却剂系统压力不超过设计压力的110%,即不超过18.84 MPa。

2 计算程序

本文采用LOFTRAN程序模拟核电厂丧失正常给水后的系统瞬态。程序模拟了中子动力学、反应堆冷却剂系统 (包括自然循环)、稳压器和蒸汽发生器。计算了各个相关参数,包括蒸汽发生器水位、稳压器水位和反应堆冷却剂平均温度。

根据LOFTRAN程序得到的核功率和反应堆冷却剂流量,采用FACTRAN程序计算堆芯热流密度。最后根据FACTRAN程序得到的热流密度和LOFTRAN程序得到的流量等参数用VIPRE-W程序计算DNBR。

3 分析方法

基于3条不同的验收准则,将采取不同的初始条件假设、反应堆控制与保护功能假设使对应的结果最恶劣。此外,AP1000设计中考虑汽机停机可能会引起电网扰动,因此分析中需考虑反应堆停堆引起的汽机停机后丧失厂外交流电。根据10CFR50附录A,丧失厂外交流电不作为单一故障考虑而仅作为潜在的事故后果,不改变事故分类类别。丧失厂外交流电后,主泵将惰转,一次侧排热能力将降低。然而,由于丧失厂外交流电将引起化容系统 (CVS)无法运行,从而可能降低稳压器满水和冷却剂系统超压的风险。所以,本文对于稳压器满溢工况和冷却剂系统压力边界完整性工况,还分别评价了丧失厂外交流电的影响。

4 分析工况

4.1 稳压器满溢分析

4.1.1 主要假设

为使一回路水装量和能量最大化,经敏感性计算分析,采用的初始假设条件见表1。

工况一:假设事故后交流电有效。CVS从瞬态初期就运行,直到专设安全驱动信号(“S”信号)与稳压器高-1水位信号符合隔离CVS。主泵维持正常转速,直到堆芯补水箱 (CMT)触发信号 (冷段温度低-2)停运主泵。

工况二:假设反应堆停堆后汽轮机停机导致丧失厂外交流电,丧失厂外交流电将引起主泵惰转。CVS由稳压器水位低(36.8%)启动,因丧失厂外交流电停运。

表1 初始假设-稳压器满溢分析Table 1 initial assumptions for overfilling of pressurizer

不考虑稳压器压力高停堆信号,反应堆紧急停堆由SG窄量程水位低-2触发。

反应堆停堆后所要求的主要安全功能是堆芯衰变热移出,这将通过PRHRS热交换器来实现的。因此最严重的单一故障假设发生在PRHRS热交换器上。假设PRHRS出口管线上两个并联的阀门中的一个开启失效。此外,PRHRS排热能力取最小值。PRHRS热交换器投入可能引起冷段温度降低,如达到冷段温度低-2整定值,该信号会触发CMT投入。CMT的注入可能引起稳压器水装量上升过多。此处假设CMT注入能力取最大值。防止稳压器满溢可以通过操纵员手动开启反应堆压力容器上封头排放阀实现。假设操纵员在稳压器高-2水位整定值到达后,延迟45分钟开启安全级的反应堆压力容器堆顶释放阀。

表2给出了后续事件序列中相关动作的整定值。

堆芯中子学参数方面,慢化剂密度系数取最小绝对值,多普勒温度系数取最小绝对值,多普勒功率系数取最大绝对值。上述假设使堆芯向一次侧的能量输出最大。

表2 相关动作的整定值Table 2 Setpoint of related action

4.1.2 分析结果

对于工况一,在蒸汽发生器窄量程水位低-2触发反应堆停堆前,丧失正常给水将导致稳压器水位上升。反应堆停堆后,稳压器水位因功率降低而下降。

蒸汽发生器宽量程水位低-2将启动PRHRS换热器。在主泵运行时,PRHRS热交换器的排热能力远远大于衰变热。该时间内,虽然冷却剂平均温度有所降低,但由于CVS的持续注入,稳压器水位并没有降低。之后,RCS温度下降直至冷段温度低-2信号到达而停运主泵、启动CMT以及隔离CVS。此后,因CMT注入较冷的含硼水加速了冷却剂系统的冷却以及主泵停运导致PRHRS的运行方式从强迫对流改为自然循环,PRHRS的排热能力减弱,稳压器水位将持续上升直至到达稳压器高-2水位整定值,操纵员手动遥控开启反应堆压力容器上封头排放阀,将冷却剂排放至IRWST。此后,稳压器水位开始下降。瞬态中稳压器未出现满溢的情况。

表3给出了稳压器满溢分析工况一的事件序列,图1—图4分别给出了该工况的下列参数曲线:

(1)冷却剂系统平均温度;

(2)稳压器水位;

(3)稳压器水容积;

(4)堆芯热功率与PRHR热功率。

表3 稳压器满溢分析 (工况一)事件序列Table 3 Accident Sequence of analysis for overfilling of pressurizer(case 1)

对于工况二,在SG窄量程水位低-2触发反应堆停堆前,丧失正常给水导致一回路升温升压,稳压器水位上升。反应堆停堆后,稳压器水位因核功率降低而下降。反应堆紧急停堆之后汽轮机停机,引起丧失厂外交流电,主泵停运。之后,SG宽量程水位低-2启动PRHRS换热器,但由于主泵的惰转,PRHRS以自然循环的方式运行,其排热能力远小于一回路冷却剂强迫循环的情况;此外,由于主泵停运,SG换热功率下降幅度超过了堆芯热功率的下降幅度。因此,冷却剂升温膨胀,稳压器水位再次上升直到SG安全阀开启。之后,由于PRHRS以及SG可以共同将持续降低的堆芯衰变热带走,冷却剂平均温度持续降低,稳压器水位持续下降直到冷段温度低-2信号启动CMT。随着CMT注入稳压器水位继续上升,直至到达稳压器高-2水位整定值,操纵员手动开启反应堆压力容器上封头排放阀,将冷却剂排放至IRWST。瞬态中稳压器未出现满溢的情况。此外,在整个瞬态过程中,由于58.4s时就丧失厂外交流电了,此前稳压器水位一直高于CVS启动的整定值(36.8%),因此CVS未启动。

图1 冷却剂系统平均温度Fig.1 Average temperature of RCS

图2 稳压器水位Fig.2 Water-level of pressurizer

图3 稳压器水容积Fig.3 Water-volume of pressurizer

图4 堆芯热功率和PRHRS热功率Fig.4 Thermal-power of core and PRHRS

表4给出了工况二的事件序列,图5—图8分别给出了该工况的下列参数曲线:

(1)冷却剂系统平均温度;

(2)稳压器水位;

(3)稳压器水容积;

(4)堆芯热功率与PRHR热功率。

稳压器满溢的分析结果表明,对于交流电无效工况,主泵停运以及PRHR的较低带热能力使一次侧冷却剂降温较慢,但是由于CVS没有运行,使交流电无效工况的稳压器峰值水容积远小于交流电有效工况。

图5 冷却剂系统平均温度Fig.5 Average temperature of RCS

图6 稳压器水位Fig.6 Water-level of pressurizer

图7 稳压器水容积Fig.7 Water-volume of pressurizer

图8 堆芯热功率和PRHRS热功率Fig.8 Thermal-power of core and PRHRS

表4 稳压器满溢工况 (工况二)事件序列Table 4 Accident Sequence of analysis for overfilling of pressurizer(case 2)

在瞬态的进展中,CMT的启动时间是非常关键的。CMT启动后,将冷的含硼水注入RCS,增强了RCS的冷却。但是RCS的快速冷却将会削弱PRHRS的换热功率,使其带走一次侧热量的能力减弱,因此RCS的总热量 (包括CMT和其他与一次侧相连接的系统)将增加。随着CMT水箱中的温度逐渐上升,流量逐渐减少,冷却能力逐渐降低。当CMT水箱温度与所连接的RCS冷段温度达到热平衡时,再循环结束,CMT不再往堆芯注水。当CMT和PRHRS的冷却效果不足以与堆芯衰变热抗衡时,RCS将再次升温膨胀,稳压器可能会满溢。所以,CMT启动的越早,对事故来说越恶劣。

图9 PRHRS热功率Fig.9 Thermal-power of PRHRS

图9比较了两种工况的PRHRS热交换器的换热能力。对于交流电有效工况,由于PRHRS运行前期,主泵没有停运。因此PRHRS换热能力远大于失电工况中PRHRS的换热能力。所以,对于交流电有效工况,“冷段温度低”信号到达较早,CMT较早启动使得PRHR换热能力在堆芯衰变热还未很小时就突然大幅降低。然而,虽然这使得交流电有效工况在瞬态中后期一段较长的时间内PRHRS的换热能力低于堆芯衰变热,但操纵员开启反应堆压力容器上封头排放阀足以防止稳压器满水。最终,PRHRS排出热量与衰变热相匹配,堆芯衰变热可以被持续导出。

4.2 反应堆冷却剂系统超压分析

4.2.1 主要假设

与稳压器满溢工况相同,分析了事故后是否丧失厂外交流电两种工况 (分别为工况A和B)。

为使冷却剂系统压力和能量最大化,对于上述两种工况,经敏感性计算分析后,采用的初始假设条件见表5。

表5 初始假设-冷却剂系统超压分析Table 5 Initial assumptions analysisfor overpressure of RCS

反应堆停堆保护、PRHR和CMT以及堆芯中子学参数的假设同 “稳压器满溢”工况。

4.2.2 分析结果

对工况A,在稳压器安全阀第一次开启以及蒸汽发生器窄量程水位触发反应堆停堆前,丧失正常给水将导致主泵出口压力持续上升直到达峰值17.89MPa。反应堆停堆后,主泵出口压力因核功率降低而显著下降。

之后,因SG安全阀的开启以及PRHRS的运行,主泵出口压力始终保持较低水平。在此期间,由于主泵的运行,PRHRS热交换器的排热能力远远大于衰变热。随着冷却剂平均温度的降低,稳压器水位下降,直到CVS因稳压器水位低启动后,随着稳压器水位的上升,主泵出口压力再次上升。在此期间,由于冷段温度低-2“S”信号触发主泵停运和CMT的启动,PRHRS的排热能力显著降低,主泵出口压力持续上升直到冷段温度低-2“S”信号与稳压器高-1水位符合隔离CVS。但由于CMT的持续注入,稳压器水位的持续上升使主泵出口压力再次上升直到稳压器安全阀第二次开启。最后,当到达稳压器高-2水位整定值后,操纵员打开压力容器上封头排放阀,主泵出口压力降低。最终PRHR排出热量与衰变热相匹配,堆芯衰变热可以被持续导出。瞬态过程中主泵出口压力峰值17.89 MPa,低于限值18.84 MPa。

表6给出了工况A的事件序列,图10—图13分别给出了该工况的下列参数曲线:

(1)冷却剂系统平均温度;

(2)主泵出口压力;

(3)稳压器水位;

(4)堆芯热功率与PRHRS热功率。

表6 冷却剂系统超压分析 (工况A)事件序列Table 6 Accident Sequence of analysis for overpressure of RCS(case A)

图10 冷却剂系统平均温度Fig.10 Average temperature of RCS

图11 主泵出口压力Fig.11 Pressure of reactor coolant pump’s outlet

图12 稳压器水位Fig.12 Water-level of pressurizer

图13 堆芯热功率和PRHRS热功率Fig.13 Thermal-power of core andPRHRS

对于工况B,瞬态中在蒸汽发生器窄量程低-2水位触发反应堆停堆前,给水丧失导致主泵出口压力持续上升直到达峰值17.89MPa。反应堆停堆后,主泵出口压力将因热功率减少而下降。随后,由于汽机停机引起丧失厂外交流电,主泵停运,主泵出口压力上升,直至PRHRS热交换器因SG水位宽量程低-2与低启动给水流量低-2符合而启动。之后,主泵出口压力虽然因两台SG安全阀的关闭、PRHRS换热能力和堆芯衰变热的降低而波动,但已远低于峰值压力。在CMT因冷段温度低-2启动后,主泵出口压力因稳压器水装量的上升而增加。随着操纵员开启压力容器上封头排放阀,稳压器水位快速降低,主泵出口压力随之下降。在CMT向堆芯注水期间,主泵出口压力明显上升,但始终低于反应堆紧急停堆前的压力峰值。PRHRS的自然循环流量因CMT注入冷的含硼水导致RCS降温而减弱,其换热能力随之降低。当PRHRS的换热能力降低至低于堆芯衰变热产生速率时,RCS将升温。随着冷却剂温度的上升,PRHRS换热能力有所回升。最终PRHRS排出热量与衰变热相匹配,堆芯衰变热可以被持续导出。瞬态过程中主泵出口压力峰值17.88MPa,低于限值18.84MPa。

表7给出了工况B的事件序列,图14—图17分别给出了该工况的下列参数曲线:

(1)冷却剂系统平均温度;

(2)主泵出口压力;

表7 却剂系统超压分析 (交流电无效工况B)事件序列Table 7 Accident Sequence of analysis for overpressure of RCS(case B)

(3)稳压器水位;

(4)堆芯热功率与PRHR热功率。

反应堆冷却剂系统超压分析的结果表明,对于交流电有效和无效两种工况,主泵出口压力峰值均出现在停堆整定值到达之前,所以是否考虑丧失厂外交流电对冷却剂系统超压无影响。

图14 冷却剂系统平均温度Fig.14 Average temperature of RCS

图15 主泵出口压力Fig.15 Pressure of reactor coolant pump’s outlet

图16 稳压器水位Fig.16 Water-level of pressurizer

图17 堆芯热功率和PRHRS热功率Fig.17 Thermal-power of core and PRHRS

4.3 短期DNBR分析

用于评价最小DNBR的工况用修正的热工设计方法 (RTDP)进行分析,其初始堆芯功率、反应堆冷却剂温度、稳压器压力假设为满功率下的名义值。初始参数的误差用统计法在DNBR的设计限值中考虑。

DNBR计算采用的堆芯热流密度为FACTRAN输出得到热通道与平均通道的最大值,轴向功率分布采用1.61余弦分布。

由于最小DNBR发生在控制棒下落后汽轮机停机之前,所以由汽轮机停机引起的电网扰动不会影响最小DNBR。无需分交流电有效和无效工况进行计算。

计算得到的最小DNBR为2.13,高于限值。表8给出了短期DNBR分析的事件序列。

表8 短期DNBR分析事件序列Table 8 Accident Sequence of short-termcase for DNBR analysis

5 结论

本文对先进三代核电厂AP1000的丧失正常给水事故,采用保守的假设分别从稳压器满溢、冷却剂系统压力边界完整性和燃料元件的完整性三个方面进行了分析评价。结果表明,事故后无论是交流电有效还是交流电无效工况,操纵员开启反应堆压力容器上封头排放阀以及PRHRS的运行足以防止通过稳压器安全阀排水;反应堆冷却剂系统和堆芯的完整性能够保证;PRHRS有足够能力长期带出堆芯衰变热。核电厂的设计能够满足安全准则。

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