AP1000核电站稳压器模型瞬态响应分析

王翔宇

摘 要：该文以国家电投海阳核电AP1000项目一期2台机组为依托，结合AP1000稳压器模型参数、模拟机运行环境、OVATION系统控制逻辑3个部分模拟，来实现对AP1000机组有代表性的瞬态事件的模拟响应，通过稳压器内压力水位的响应变化的分析来验证模型及其控制逻辑是正确和有效的，并在该前提下作为事故模拟演练及复现的平台，提高现场人员的风险应对能力。

关键词：AP1000；稳压器；液位控制

中图分类号：TM44 文献标志码：A

1 AP1000控制系统功能

AP1000是西屋公司基于AP600设计延伸开发的一种双环路1 000 MW级的压水堆核电机组。其稳压器属一回路中调节压力的重要设备，主要功能有压力调控、水位调节、超压保护、参与反应堆启动和停堆调节、主系统除气。

基于AP1000稳压器压力控制要求，其控制主要通过调节喷淋阀、卸压阀，比例加热器和通断加热器来实现，泄压阀设定值为17.2 MPa起跳，在控制系统中不再做其设计工作。压力调节控制信号来源于实际压力与设定压力比较后的压力偏差信号。

压力控制方面，为了提高二回路系统的效率，反应堆冷却剂系统始终在高温下工作，同时为了避免大量的冷却剂沸腾，RCS需要保持比高温沸点更大的压力。

当压力升高时，将增加一回路超压的风险，压力降低时，则可能出现偏离泡核沸腾，正是由于这些原因，RCS压力在运行过程中始终要被精确调控。

通过对一回路系统的运行要求分析，可以将稳压器压力、液位调节的主要功能需求归纳为以下内容。

（1）在系统正常运行以及正常电厂瞬态情况下维持一回路冷却剂压力及水装量在限制范围内。

（2）在稳态运行条件下，控制系统应能补偿稳压器热损失。

（3）在稳压器压力、液位调节过程中，控制设备不应频繁动作。

（4）控制系统应能相应迅速且稳定性好。

（5）控制系统应有合理的超调量，对于正常瞬态的压力调节过程中，不应导致喷淋和加热或者上冲和下泄的同时动作。

为了满足以上控制需求，控制设备主要包括2列喷淋阀、3个下泄隔离阀、2台上充泵、1组比例电加热器以及4组通断电加热器。

模型方面，将稳压器实际存在的传热传质现象分为汽、液两相分区进行考虑。除此以外，由于稳压器下部波动管线所连接热管段的冷却剂温度低于稳压器下部电加热区域实际的冷却剂温度，且在波动管冷却剂进入稳压器下部的瞬间不可能与稳压器中原有液体均匀混合，这也就使得在稳压器下部的液相区冷却剂自然地出现由于温差而导致的分层现象。该文所使用的是海阳核电模拟机中的三区不平衡模型：汽相区、主液相区和波动液相区。

2 瞬态响应分析

AP1000机组相对于其他核电机组在设计规范中有很多特点，比较典型的包括快速降功率系统配合旁排系统的100 %甩负荷设计，LOCA情况下的ADS自动卸压系统设计，非能动堆芯补水系统设计，非能动余热导出热交换器PRHR设计。对这些特殊工况的响应效果是控制系统以及动态模型验证的关键。

针对AP1000机组的特点，对控制系统响应验证的工况选择主要考虑以下几个因素：1）应包括LOCA事件后的响应。2）应包括100 %甩负荷后的响应。3）应包括PRHR驱动后触发紧急停堆时的响应。

考虑以上因素，对稳压器压力水位控制系统及模型验证时，设置以下两种工况：1）ADS1～3级自动泄压系统驱动的LOCA状态。2）PRHR驱动紧急停堆后的工况。

压力控制ADS 1-3级动作紧急停堆响应：在验证过程中，可以发现稳压器压力在瞬間发生陡降，稳压器比例电加热器迅速将开度升为100 %，但由于整体水装量损失极为严重，堆芯补水箱在20 s后开始进行补水。整个事件过程中，稳压器汽空间温度持续下降。

2.1 PRHR动作响应

稳压器压力出现负阶跃，稳压器比例电加热器开启，备用4列电加热器打开，将稳压器压力稳定在较低水平上。

2.2 液位控制 ADS 1-3级动作紧急停堆响应

稳压器水位迅速下降，并掉出调节带范围，但上冲由于闭锁未开启，随后由于 cmT注水，稳压器水位回升，同时ACC续压箱通过压力注水，只是稳压器内部水位上升斜率升高并继续升高，在ACC注水结束后，水位开始下降，但由于 cmT注水以及压力的迅速降低，水位下降逐渐缓慢。在整个调节过程中，可以发现稳压器内部汽空间温度缓慢下降。

2.3 PRHR动作响应

在响应过程中可以明显看到稳压器液位由于冷水涌入冷却剂收缩而出现急速下降，CVS上冲出口阀门以及上冲泵迅速响应，上冲流量迅速提升并稳定了稳压器液位，但由于PRHR已经动作，其热阱安全壳内换料水箱一直处于冷却状态，导致一回路平均温度持续缓慢下降，故上冲流量维持在稳定水平且稳压器液位始终伴随着平均温度的下降而缓慢下降。

3 仿真结果分析

在ADS1～3级触发的响应过程中，由于3级阀门均布置在稳压器顶部，致使一回路冷却剂迅速从稳压器顶部喷射入IRWST安全壳内换料水池，稳压器压力骤然降低，当压力低于4.8 MPa时，可以看到压力有一个简短的暂缓下降过程，这是由于续压箱ACC在氮气加压下开始安注，此时为堆芯再淹没工况，但由于续压箱水装量有限，该过程后稳压器内部压力继续迅速下落并最终维持在安全壳内部压力。电加热器在瞬态后迅速提升开度至100 %，通断电加热器也同样开启，但已经无法稳定其压力，在 cmT堆芯补水箱动作后，所有电加热器均关闭以确保安注过程的顺利实现。

在PRHR驱动响应过程中，PRHR触发瞬间热交换器内部的低温冷却剂迅速流入堆芯，带来大量的正反应性，反应堆停堆。一回路整体平均温度下降、压力下降，比例及通断电加热器迅速开启，由于一回路冷却剂持续通过PRHR导出热量至IRWST，所以伴随这一回路平均温度的下降，一回路压力最终稳定在相对低的水平，约14.2 MPa，该压力并未达到 cmT触发的13.4 MPa，不会带来更严重的后果。

通过对上述调节过程的分析可以验证，在所有选取工况的响应测试过程中，稳压器模型以及压力控制系统的响应均符合实际工况的响应过程，同时控制系统的动作特性也较好，能够满足其控制需求，压力在正常工况的调解过程中响应迅速、超调量小，可以实现其控制需求。

由于触发的事件为ADS导致的LOCA，一回路压力及稳压器液位迅速下降，这是因为一回路冷却剂迅速通过稳压器喷射出去，但由于一回路压力的降低以及续压箱ACC的安注，使液位迅速平稳，但仍然存在较缓的下降趋势。在瞬态触发后20 s时，由于稳压器液位及压力低过定值而随即触发了 cmT安注信号，由于 cmT内水装量较大，其补水迅速通让稳压器液位回升，由于 cmT上部与一回路冷腿向连接，其补水随着一回路与 cmT间的压力平衡而逐渐放缓，最终可以看到稳压器液位基本稳定，只存在缓慢的下降过程，这个过程也最终会触发ADS第4级的动作以及IRWST的补水，并使得整个堆芯与安全壳内部环境联通。通过前面的控制策略可以知道，此时为了防止CVS上冲泵出口压力导致 cmT本身注水的影响，在逻辑中闭锁了上冲泵打开，所以整个响应过程中不存在上充流量的响应。

4 结语

该文主要通过AP1000中较为常见以及特有的部分运行瞬态进行了选择，随后对各类瞬态情况下的响应情况进行了描述。最后通过对其响应过程的分析来实现对控制系统以及稳压器动态模型性能的验证。

参考文献

[1]藏希年，郭跃武.核电厂模拟器稳压器数学模型的研究[J].原子能科学技术， 1993， 27（5）：439-445.

[2]张国铎，杨旭红，许行，等.压水堆核电站稳压器压力控制系统仿真研究[J].计算机仿真，2013，30（1）：193-196.