船用核动力设备LOCA鉴定曲线

王 琛，赵新文，傅晟威

(海军工程大学 核能科学与工程系， 武汉 430033)

K1类设备是位于安全壳内，在对应于核电机组正常、事故和(或)事故后运行工况的环境条件下以及地震载荷下保证其功能的设备。按照国家相关法规的要求，核电站用K1类设备必须进行LOCA鉴定试验的验证。LOCA鉴定试验是核电厂K1类设备中最严格的试验，当核安全设备按照试验要求在LOCA炉内进行试验，温度压力曲线按照一定裕度要求严格包络LOCA鉴定曲线时，可以确保发生LOCA事故时核电厂核安全级设备的安全。以我国某型船用核动力装置为例，一是没有进行过完整的鉴定试验；二是缺少完善的标准或鉴定曲线指导。因此，针对该装置提出一条合理LOCA鉴定指导曲线十分紧迫，本文采用RELAP5软件模拟发生LOCA事故时堆舱热力环境，在相关裕度要求下，提出了一条可供参考的鉴定试验曲线。

1 LOCA鉴定试验台简介

LOCA是压水堆核电站的设计基准事故。LOCA 鉴定试验台通过在LOCA 炉内模拟一回路失水事故后的复杂热工和化学环境，验证事故工况后1E设备能否正常工作。LOCA 鉴定试验台简单流程[1]如图1所示，主要由LOCA 炉、蒸汽系统、喷淋系统、控制系统等组成，LOCA 炉的目的是在炉内实现鉴定曲线要求的热工环境。蒸汽系统由储能罐、快开阀、管路等组成，目的是为LOCA炉提供蒸汽以达到试验曲线要求的温度和压力。喷淋系统由化学溶液储槽、喷淋泵、LOCA 炉内的喷头和管路等组成。

2 LOCA事故后堆舱环境条件

当船用核动力装置发生LOCA事故时，大量高温高压流体从破口喷入堆舱，导致堆舱内温度和压力急剧上升，为保证温度压力不超过堆舱设计限值堆舱内设备正常运行，需启用包括喷淋在内的一系列保护措施。

在核电站中，执行反应堆紧急停堆、安全壳隔离、堆芯应急冷却、堆芯余热导出、反应堆厂房的热导出和防止放射性物质向周围环境大量排放的设备称为IE级设备。IE级设备在LOCA事故后的30 d内必须能够执行其基本功能。核电1E级设备必须按照国内EJ/T531，法国RCC-M，美国IEE382等标准进行一系列鉴定试验，但是我国船用核动力装置却没有进行过完整的鉴定试验，更没有可供参考的完善的标准鉴定曲线，为了保证核安全，为今后的鉴定工作做准备，急需建立适合船用核动力装置特点的LOCA鉴定曲线。

3 LOCA鉴定试验曲线

船用核动力装置LOCA事故后堆舱环境条件包括热力环境和喷淋环境，如压力，温度，液体流速，喷淋时间，化学成分等，不同的装置在相应的设计基准事故下环境条件是不同的，对应的鉴定曲线标准也是不同的。我国核电二代机组大多遵循法国RCC系统规范，如CPR1000是在法国M310堆型基础上改进的，法国标准NFM64-001规定的鉴定试验曲线[2]如图2所示，要求15 s内温度达到185 ℃，压力达到0.55 MPa，温度和压力分别两次达到峰值，温度和压力变化速率较快，试验时间15 d，试验时间较长。对于船用核动力装置，运行压力和温度高得多，鉴定曲线温度和压力变化将更加剧烈，事故后留给操作员的处理时间很少，因此鉴定曲线试验时间也短得多，这是由船用核动力装置的结构运行特点决定的。

3.1 系统建模

RELAP5/MOD3程序是用于分析轻水反应堆冷却剂系统在假想事故中热工水力响应的最佳估算程序。以我国某型船用核动力装置为例，其与民用核电站差异很大，在目前情况下，RELAP5/MOD3能够相对较好的模拟该装置特点。由于该装置的失水事故分析对冷段破口的上限尺寸没有明确要求，也不考虑LOCA所产生的水力学载荷与冲击载荷的叠加，保守性略显不足，因此在具体分析中做了大量的保守假设。包括：反应堆初始功率为额定功率加上测量误差和调节死区；为延迟反应堆停堆和安注，冷却剂系统初始压力等于额定值加上最大的稳态波动值和测量误差；冷却剂初始平均温度为额定值加上最大的稳态波动值和测量误差；对安全注射系统应用单一故障准则，仅有一台高压安注泵和一台低压安注泵投入，为延迟安注泵的投入，考虑从安注信号产生到安注泵投入的时间延迟；轴向功率分布取寿期初时的功率分布，因寿期初的总的功率不均匀因子最大；堆芯衰变热取自美国ANS公布的标准曲线值。并进行了大量的敏感性分析以确保结果具有一定的保守性。

基于RELAP5程序，对该船用核动力装置中的设备及管路逐一划分控制体，建立完整的计算模型，该型船用核动力装置堆舱体积远远小于核电站安全壳体积且没有隔间，因此堆舱可以用等体积控制体代替，考虑稳压器波动管双端断裂和冷却剂主管道热端和冷端双端断裂，在事故过程中，由于大量的一回路高温高压冷却剂释放到堆舱中，堆舱的温度和压力随之上升，堆舱的放射性剂量也上升。对堆舱内设备尤其是安全相关性较高的泵阀类设备冲击较大。

本文RELAP5/MOD3分析结果以峰值温度压力进行归一化，热段双端断裂160 s内温度压力变化如图3、图4所示，分析计算结果见表1。

表1 热段分析计算结果

冷段主闸阀外侧双端断裂160 s内温度压力变化如图5、图6所示，分析计算结果见表2。

表2 冷段分析计算结果

波动管双端断裂600秒内温度压力变化如图7、图8所示，分析计算结果见表3。

表3 波动管段分析计算结果

由以上分析可以看出冷段主闸阀外侧双端断裂对堆舱温度压力的影响最大，以冷段主闸阀外侧失水事故为例，研究 9 000 s内温度压力变化如图9、图10所示。

可以看出，8 000 s之后温度压力变化趋向于平稳，对温度压力变化率进行分析如图11、图12所示。

可以看出，100 s之后温度压力变化率已经很小，因此要求的鉴定曲线对前100 s精确度要求较高，100 s之后在满足相应的包络要求下进行相应的保温保压，由以上分析制定出满足要求的鉴定曲线。在鉴定曲线设计的原则是，斜率变化较大时，取可以包络它的斜线段，斜率变化较小时，取包络它的横线段，考虑保留一定的鉴定裕度，其温度压力的各个峰值拐点在 3.2节裕度理念中的要求下取最大值，最终鉴定曲线如图13、图14所示，

由鉴定曲线可以看出13 s之内，温度压力分别达到最大值，2 h之后进行保温保压，1 h之后变化率已经很小，为图像直观起见，以下对比1h之内鉴定曲线与实际温度压力变化曲线，如图15、图16所示，

可见，本文建立的LOCA鉴定曲线，较好的包络了各种破口事故曲线，并且满足合理的裕度要求，可操作性和经济性较高。

3.2 裕度理念

为了保留鉴定过程的不确定性，鉴定标准一般都要求对相关的鉴定参数增加裕度。需要指出的是，此处所指的裕度，并非是为了解决环境条件计算过程中的不确定性。事实上核电厂设计过程中已经用保守的方法对环境参数进行了计算，根据IEEE 323-2003和10CFR50.49，鉴定裕度主要是考虑：实际产品与鉴定样品的差异，鉴定试验过程中测量仪表的不确定性，以及性能指标验收准则可能存在的不确定性。因此型式试验鉴定应确保具有足够的鉴定裕度，裕度本身可正可负，其引入是以增加试验的严酷程度为目的。鉴定裕度可通过提高试验幅度、延长试验持续时间、增加循环次数、提高或降低运行电压以及上述方法的综合等方式实现。鉴定试验中常用的裕度见表4。

表4 鉴定裕度要求

4 结论

本文通过对某型船用核动力装置3种主要破口事故进行建模分析，在满足包络要求的前提下，首次建立了该装置的LOCA温度压力鉴定曲线，得到如下结论：

1) 由RELAP5破口失水事故分析可以看出，该型船用核动力装置发生LOCA事故时，堆舱内温度压力峰值和变化率比普通核电站安全壳内高得多，反应时间也远远小于普通核电站。

2) 由建立的鉴定曲线可以看出，该曲线较好的包络了几种主要失水事故对堆舱温度压力的影响，考虑了鉴定裕度，具有一定的保守性。在对该型船用核动力装置进行LOCA鉴定工作中，由于温度压力峰值较高，变化率较大，对鉴定设备和操作人员素质要求较高。

3) LOCA鉴定曲线并不唯一，本文建立的某型船用核动力设备鉴定曲线充分考虑了经济性和操作的可行性，为今后的鉴定工作奠定了基础。

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[1] 颜昌彪.LOCA鉴定试验台设计研究[J].广东化工，2011(2):40-42.

[2] ASME QME-1-2007.Qualification of Active Mechanical Equipment Used in Nuclear Power Plants[S].US:American Society of Mechanical Engineers,2007.

[3] IEEE 382-2006.Standard for Qualification of Safety-Related Actuators for Nuclear Power[S].US:Institute of Electrical and Electronics,2006.

[4] 李军业,张宗列,乐秀辉.核电阀门的试验鉴定[J].阀门,2009(4):17-20.

[5] 黄文有.余热排出泵电机LOCA鉴定试验关键技术研究[J].核动力工程,2016(4):94-98.

[6] 刘强,帅剑云,黄卫星,等.LOCA炉封闭大空间内承压热冲击过程数值模拟研究[J].化工装备技术,2009(3):39-43.