“华龙一号”征兆导向应急事故规程热工水力符合性计算

黄树亮，杨长江，詹经祥，方 俊，马秀歌，郑云涛

（中国核电工程有限公司，北京 100084）

应急操作规程（EOP）是在电厂应急运行时指导操纵员操作的导则，用于防止事故后堆芯发生损伤，对核电厂的安全性非常重要。作为我国自主研发的先进三代核电机型，“华龙一号”采用目前国际最为先进的征兆导向法事故处理规程（SEOP）。由于该规程尚未在国内现有百万千瓦级压水堆机组应用，加上“华龙一号”机型“能动 + 非能动”的设计理念以及区别于传统 M310堆型的电厂系统与设备参数，规程开发工作有较高难度。根据 IAEA指导文件要求以及我国HAD103/01的具体规定，在规程的开发过程中，应进行大量热工水力支持性分析工作，用于规程操作策略的制定与优化、定值确定与验证等相关工作。

1 设计思路及理念

1.1 SEOP热工水力符合性计算总体思路

HAD103/01第7.2.5节明确指出，“征兆导向的应急运行规程采用正式确定并优先排列主要关键安全功能的方法，能够解决事件导向方法的某些局限。在征兆导向规程中，应根据核动力厂系统的征兆和状态（如安全参数值和关键安全功能）来决定事件的响应措施”。SEOP热工水力符合计算工作的总体思路是采用“华龙一号”机型的实际参数，使用概率论、确定论和正确的工程判断相结合的方法，确定可能威胁核电厂放射性屏障与关键安全功能的重要事件序列，分析这些事件序列可能出现的过程现象，并使用RELAP5程序建立“华龙一号”机组的计算分析模型，对与六大关键安全功能相关的各种叠加事故的缓解措施进行分析计算，以验证和评估该缓解策略的有效性。征兆导向事故规程中功能恢复策略的热工水力分析的研究内容包含导则策略的修改、定值的分析及导则的验证等。图 1给出规程开发过程中热工水力支持性分析流程。

图1 征兆导向事故规程热工水力支持性分析计算流程Fig.1 Procedure of thermal and hydraulic calculation of SEOP

2 导则需求审查及程序模型

2.1 导则框架与计算需求审查

SEOP热工水力计算的上游文件是总体专业提供的导则框架与计算需求文件。热工专业首先对总体专业提交的36份导则框架与36份计算需求文件进行了详细的审查，并通过 TC系统内部接口传递的方式进行计算需求审查意见回复。

2.2 程序建模以及模型的验证

热工水力专业在以往的工程设计任务中，依托秦山二期、福清等核电项目一级PSA热工水力计算项目，采用了RELAP5程序建立了两环路电厂、M310堆型等各电厂的程序模型，这些模型成熟完善，适用性广泛。“华龙一号”核电机组采用“能动 + 非能动”的设计理念，其主回路系统、安全系统等设计特点与以往M310均有较大区别，尤其是二次侧非能动余热排出系统（PRS），采用非能动自然循环运行模式，其程序模拟过程十分复杂，需要不断修改调试。

热工专业采用RELAP5程序对“华龙一号”机型主要系统及设备建立了计算模型，同时，为保证本研究项目中建立的RELAP5程序模型的有效性与合理性，中国核电工程有限公司（简称中核工程）于2016年4月份开始执行与意大利 NINE公司的事故规程热工水力模型的开发与提升项目。NINE公司采用目前国际上较为先进的建模方法，在节点尺度、水力学部件设置、Slice切片划分技术等方面对工程公司的程序模型进行了提升。公司对 NINE提交的模型与分析报告进行了详细的审查与对比分析计算。以大破口失水事故为例，图2、图3给出了NINE与CNPE的计算对比情况。结果表明CNPE建立的RELAP5程序模型是合理准确的，满足“华龙一号”事故规程开发中热工水力支持性分析工作。

图2 一回路压力Fig.2 Pressure of the primary circuit

3 SEOP功能恢复策略FRGs序列计算

图3 破口流量Fig.3 Break flow

“华龙一号”SEOP规程包含E、F、ECA以及EDF四个主要大类，根据分工，中核工程负责F、ECA、EDF三大类中共计29本导则的符合性计算。相对来说ECA、SDF导则较为简单，本文不再赘述，下面主要以及F导则为例进行详细说明。F导则的准确含义是功能恢复策略 FRGs，如图 4所示，主要处理的是与六大关键安全功能相关的各种叠加事故[1]。分别对应FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本导则，现在逐一进行说明。

图4 核电厂放射性屏障与六大关键安全功能Fig.4 Radioactivity barrier and six key safety functions of nuclear power plant

3.1 FR-S导则

FR-S导则对应于六大关键安全功能中次临界度相关的功能恢复导则，由2份导则构成，分别是“FR-S.1裂变功率产生/ATWS响应”[2]和“FR-S.2失去停堆裕度响应”。FR-S.1功能恢复导则主要用于未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）以及关键安全功能“次临界度”未能完全满足的工况的缓解和恢复。FR-S.2功能恢复导则为获得适当的停堆深度提供操作指令。FR-S.1是 FR-S系列导则的核心，对ATWS事故的分析是验证导则策略是否适当的关键。对于 FR-S.1导则，选取丧失主给水ATWS和丧失厂外电ATWS作为始发事件。表1给出丧失主给水ATWS操作员执行相关动作的事件序列。计算分析结果表明，FR-S.1导则的策略是适当的，如果反应堆保护系统的自动动作都能成功地被触发，则这两个ATWS瞬态都能成功地得到缓解。

表1 事件序列Table 1 Accident sequence

3.2 FR-C导则

FR-C导则对应于六大关键安全功能中堆芯冷却功能恢复导则，包括FR-C.1堆芯冷却恶化响应、FR-C.2堆芯冷却不足响应、FR-C.3堆芯冷却饱和响应三份导则。FR-C导则热工水力分析重点分析了FR-C.1三个主要操作策略以及 FR-C.2中的二回路受控降压策略。FR-C.1导则为堆芯冷却恶化事故时的恢复提供操作指令，堆芯冷却恶化主要是由于一回路冷却剂装量减少或堆芯部分裸露。FR-C.1导则选取了有包络性、代表性的选择冷段小破口做事故谱分析，分别分析了 15 mm、25 mm、50 mm、75 mm叠加丧失中压安注作为计算工况，计算结果如表 2所示。FR-C.2导则由一回路丧失冷却剂引起的导致部分堆芯裸露，堆芯可能处于饱和或者过热状态。该导则由"堆芯冷却"关键安全功能状态树FR-0.2的橙灯工况进入，入口条件为堆芯出口过冷度小于20 ℃并且堆芯出口热电偶温度超过 355 ℃。计算分析了二回路受控降压分析，二回路以 100 ℃/h降温降压的工况。

表2 事件序列Table 2 Accident sequence

3.3 FR-H导则

FR-H导则对应于六大关键安全功能中二次热阱相关的功能恢复导则，包含FR-H.1失去二次热阱响应、FR-H.2蒸汽发生器超压响应、FR-H.3蒸汽发生器高水位响应、FR-H.4失去正常蒸汽排放能力响应、FR-H.5蒸汽发生器低水位响应。其中FR-H.1是FR-H系列导则中的核心。根据其入口条件，选取核电厂功率运行工况发生丧失全部给水事故作为始发事件。

核电厂在发生丧失全部给水事故后，如果操作员不进行任何操作，二次侧蒸汽发生器失去全部给水之后，二次侧排热能力下降，反应堆冷却剂温度上升，稳压器压力、水位上升。当稳压器压力升至16.6 MPa，第一个SEBIM阀开启、卸压，压力降低，SEBIM阀回座，如此循环。随后蒸汽发生器二次侧蒸干，一次侧升温加快，之后堆芯顶部开始裸露，燃料包壳开始升温，直到堆芯损伤。根据FR-H.1导则操作策略，在发生核电厂丧失全部给水之后，操纵员应首先尝试恢复给水，如果二次侧给水恢复失败，首先应自动或手动投入 PRS系统。“华龙一号”设置的PRS系统启动之后，能够有效带走堆芯余热，并且可以维持较长时间内的堆芯安全，如图 5、图 6所示。如果事故后恢复二次侧给水与PRS投运均失败，操作员应根据FR-H.1导则对一次侧执行充—排操作。

图5 一次侧与二次侧压力Fig.5 Pressure of the primary and secondary sides

3.4 FR-P导则

FR-P导则的作用是引导操作员进行必要的操作，降低压力受到意外（快速降温）或预期（低速降温）受压热冲击而破损失效的风险，维持一回路压力边界的完整性。一般来说，应通过适当操作将主回路带入相对低压—高温区域。按照“停止/控制主回路降温速率”“快速降低主回路压力”“主回路压力的精确控制”“保持主回路冷却剂温度的长时间稳定，通过金属热传导消除压力容器金属内外壁的额外热应力。”等几个步骤来进行操作。在导则中可以采用的缓解手段包括蒸汽发生器/余热系统排热能力控制，停运安注/上充流量，下泄流量/稳压器喷淋/稳压器卸压阀以及对主回路浸泡等方式。图7给出降温速率大于与低于56 ℃/h时的主回路P-T图曲线。

图6 堆芯温度Fig.6 Core temperature

图7 主回路冷段P-T图Fig.7 Pressure and temperature of the primary side

3.5 FR-Z导则

FR-Z导则主要包括FR-Z.1安全壳高压响应、FR-Z.2安全壳水淹响应、FR-Z.3安全壳高放射性响应。FR-Z.1主要考虑安全壳隔离、压力限制以及壳内氢气浓度控制。在堆芯冷却不充分的工况下，可能产生大量氢气，其浓度若过高，需向电厂相关部门通报安全壳内的氢气浓度，以采取相应措施，避免氢气燃爆的风险。FR-Z.2导则用于安全壳水位超过事故正常水位情况下的处理策略。在安全壳地坑水位高于设计容许水位时，检查所有可能的意外地坑水来源，并在允许时将其隔离，并确保电厂安全停堆的关键系统、部件和仪表等均布置在设计容许水位之上。FR-Z.3导则提供的操作指令主要包括确认安全壳 A阶段和 B阶段隔离，投入安全壳大气监测系统去除壳内放射性以及向技术支持中心通报安全壳放射性水平。图8给出FR-Z.1导则中安全壳压力响应计算曲线。

图8 安全壳压力Fig.8 Containment pressure

3.6 FR-I导则

FR-I导则主要包括FR-I.1稳压器高水位响应、FR-I.2稳压器低水位响应、FR-I.3压力容器汽腔响应。FR-I.1导则为事故情况下稳压器出现高水位时，将稳压器水位恢复到正常范围提供操作指令是，其主要策略是建立上充和下泄；降低稳压器压力；投入稳压器电加热器，并控制上充和下泄流量以建立稳压器汽腔。图9、图10给出FR-I.1导则计算中稳压器压力与稳压器电加热器功率曲线。FR-I.2导则为事故情况下稳压器出现低水位时，操纵员恢复一回路水装量提供操作指令，其主要策略是确认下泄隔离并建立上充流量；增大上充流量或建立安注流量。FR-I.3导则为压力容器上封头出现汽腔，操纵员判断必须清除汽腔时提供操作指令，其主要策略是建立上充和下泄；反应堆冷却剂系统升压以使气泡凝结；启动一台主泵以使气泡凝结；压力容器排气。

图9 稳压器压力Fig.9 Pressure of the pressurizer

图10 稳压器电加热器功率Fig.10 Power of the pressurizer heater

4 结论

“华龙一号”征兆导向事故规程热工水力分析研究工作具有系统全面的特点，为“华龙一号”核电厂事故规程的开发提供了强有力的技术支持与设计输入，圆满完成了福清5、6号机组规程开发工作。在本项工作中确立的事故规程热工水力支持性分析计算的工作流程有效、实用，填补了国内该领域的空白，能够为后续类似工作提供技术指导与范例。