华龙一号LOCA叠加安喷失效设计扩展工况研究

郑云涛 孙燕宇 詹经祥 杨长江

（中国核电工程有限公司，北京100840）

0 引言

日本福岛核事故发生后，国内外对新建核电厂提出了更高的安全要求。为了使核电厂能够承受比设计基准事故更为严重的事故，促使核电厂安全设计的提升，IAEA提出了设计扩展工况（Design Extension Conditions，DEC），HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》中对核电厂的设计扩展工况分析也提出了明确要求。目前根据堆芯是否发生显著损伤（堆芯熔化），国际上将设计扩展工况分为DEC-A（堆芯未损伤）序列和DEC-B（堆芯损伤）序列。DEC-A工况序列的确定考虑了概率非常低的单一始发事件、预期事件或设计基准事故叠加安全系统失效或者多重失效。对于部分DEC-A工况序列的论证，还需要进行与事故序列相关的核电厂瞬态热工水力计算分析。例如，当核电厂一回路主冷却剂管道上发生破口事故（LOCA）时，反应堆冷却剂的丧失将导致堆芯出现裸露和燃料包壳升温的风险，同时堆芯余热将随着冷却剂的丧失进入安全壳中，使安全壳压力、温度快速升高。此时如果用于应对该设计基准工况的安全功能系统失效（如所有安全壳喷淋系统失效），安全壳内的堆芯衰变热量将无法及时移出，安全壳长时间维持在高温高压的状态可能会导致安全壳失效。因此，为了满足核电厂安全相关法律法规、安全导则和最新的核电安全要求，需要对部分重要的设计扩展工况进行研究，以确保当应对设计基准工况的安全功能系统出现失效时，依靠其他安全手段仍能将反应堆维持在安全可控状态。

本文选取华龙一号作为研究对象，华龙一号为中国自主化第三代核电技术，根据第三代核电设计的先进理念，提出了能动+非能动的先进压水堆核电安全设计。为了应对安全壳喷淋系统失效，华龙一号还设计了三列非能动安全壳热量导出系统（Passive Contain ment heat removal System，PCS），PCS系统利用自然循环对安全壳进行冷却，防止安全壳失效。本文采用最佳估算系统分析程序RELAP5和安全壳热工水力分析程序COPAT对华龙一号LOCA叠加安喷系统失效的设计扩展工况进行了研究，该工况为堆芯未出现显著损伤的DEC-A工况。分析了该工况下的堆芯安全和安全壳完整性，用于确认当应对设计基准事故的安全壳喷淋系统出现失效时，华龙一号的PCS系统能否确保安全壳的完整性，可为其安全相关的系统设计提供依据和参考。

1 计算模型及假设

本文采用RELAP5程序建立了华龙一号的一回路、二回路系统计算模型，如图1所示。采用COPAT程序建立了华龙一号的单节点安全壳计算模型。华龙一号反应堆热工水力计算模型和安全壳计算模型所采用的主要参数见表1。RELAP5程序计算一、二回路热工瞬态行为，COPAT程序计算安全壳热工水力响应。为了分析反应堆堆芯是否发生裸露及燃料包壳温度峰值，堆芯模型采用保守假设，并建立了堆芯热通道、热组件和热棒。堆芯功率、反应堆冷却剂压力、反应堆冷却剂平均温度以及安全壳初始参数等均采用名义值。华龙一号LOCA叠加安喷系统失效设计扩展工况研究基本假设条件为：

表1 计算模型参数

图1 华龙一号RELAP5计算模型示意图

（1）稳压器压力低信号触发反应堆紧急停堆；

（2）反应堆停堆信号使汽轮机自动停运；

（3）稳压器压力低-低信号触发安全注入信号；

（4）根据安全注入信号，二回路主蒸汽大气释放阀打开，对反应堆冷却剂进行快速冷却；

（5）安全注入信号与反应堆主冷却剂泵进、出口压力差低信号符合触发反应堆主冷却剂泵停止运行；

（6）安全注入信号触发蒸汽发生器主给水隔离，同时触发蒸汽发生器辅助给水启动信号；

（7）安全壳压力高4信号与安全壳喷淋系统流量低信号符合触发非能动安全壳热量导出系统（PCS）启动信号；

（8）三列非能动安全壳热量导出系统（PCS）均假设有效；

（9）操纵员动作，在第一个明显信号30分钟后，操纵员进入规程进行操作，检查蒸汽发生器水位和反应堆冷却剂系统压力。

2 事故描述

当一回路冷却剂管道上发生破口时，反应堆冷却剂通过破口进入安全壳内，引起反应堆一回路系统压力降低，稳压器液位随之降低。当稳压器压力出现压力低信号时，导致反应堆停堆，汽轮机自动停运。此时，反应堆二回路系统压力升高，二回路主蒸汽大气释放阀打开，对反应堆冷却剂进行快速冷却。

当稳压器压力出现压力低-低信号时，产生安全注入信号。安全注入信号自动启动中压安注和低压安注，同时触发二回路快速冷却、主给水隔离和辅助给水启动。当全安注入信号与反应堆冷却剂进、出口压差低信号符合时触发反应堆主冷却剂泵停运。

当反应堆一回路系统压力降低到中压安注注入压头，但破口流量仍大于中压安注流量时，一回路系统水装量不断减少。随着反应堆一回路系统压力进一步降低，安注箱和低压安全注入投入运行，反应堆一回路系统的水装量出现回升，事故才得到缓解。

反应堆一回路系统冷却剂通过破口释放到安全壳后，引起安全壳压力迅速升高。当安全壳压力达到设定值时，触发安全壳喷淋系统启动信号。由于安喷系统失效，其产生的安喷流量低信号自动触发PCS系统启动，PCS系统投运持续将安全壳内的衰变热导出至安全壳外，维持安全壳压力和温度低于其设计值，从而有效防止安全壳失效，保证堆芯长期冷却。

3 计算结果及分析

本文选取引起堆芯裸露后包壳升温最高的10.0 cm破口作为分析工况。表2为该工况过程中的事件触发序列，图2至图8为该工况一回路、二回路主要参数及安全壳压力、温度和内置换料水箱温度的变化情况。

图2 稳压器和蒸汽发生器二次侧压力

图8 安全壳内置换料水箱温度

表2 LOCA叠加安喷失效事件序列

0时刻反应堆一回路系统主冷却剂管道发生10.0 cm破口事故后，反应堆一回路系统压力在事故发生30 s内快速下降。反应堆一回路系统冷却剂装量迅速减少，稳压器压力随之降低。当反应堆一回路系统的稳压器压力出现压力低信号时，反应堆停堆信号使反应堆执行停堆动作，停堆后触发汽轮机关闭。随着反应堆一回路冷却剂系统的压力持续下降，稳压器压力出现压力低-低信号，产生安全注入信号。然后，安全注入信号触发蒸汽发生器二次侧快速冷却开启，并执行主给水隔离和启动辅助给水动作。事故发生前期，由于一回路压力降低、中压安注流量增大和安注箱投运，使一回路水装量从最低点快速回升而重新淹没堆芯。此后，安注流量等于破口流量并确保堆芯不再裸露，从而包壳温度也不会急剧上升。整个事故过程中，由于反应堆堆芯出现裸露而引起的燃料包壳温度最大峰值为579.2℃，与安全准则1 204℃限值还有很大裕量。

当冷却剂喷放到安全壳后，安全壳压力迅速升高至设定值时触发PCS系统，PCS系统的投入持续将释放到安全壳内的堆芯衰变热导出至安全壳外。事故初期，安全壳压力、内置换料水箱（IRWST）水温逐渐上升；事故48小时后，IRWST水温达到131℃左右，安全壳压力保持在0.4 MPa左右，安全壳温度、安全壳压力、IRWST水温达到平衡状态。安全壳压力始终低于华龙一号的安全壳设计压力值0.52 MPa，安全壳完整性得以保证。

图3 堆芯水位

图4 破口与安注流量（前3 000 s）

图5 热棒包壳温度

图6 安全壳大气压力

图7 安全壳大气温度

4 结论

本文采用RELAP5程序和COPAT程序建立了华龙一号的计算模型，针对华龙一号LOCA事故叠加所有安喷失效的设计扩展工况进行了研究。计算结果表明：LOCA事故叠加所有安喷系统失效后，反应堆保护系统的自动操作和操纵员动作能够将事故带到稳定状态，整个事故过程中堆芯是安全的；安全壳喷淋系统失效后触发非能动安全壳热量导出系统（PCS）运行，能够将安全壳压力、温度维持在可接受的水平内，PCS系统有效防止了安全壳的失效。