AP1000非能動堆芯冷卻系統及系統設計瞬態研究

王 志

（中國核工業集團公司核電部，北京 100822）

AP1000非能動堆芯冷卻系統（PXS）包括了非能動安全注入子系統、非能動余熱排出子系統、安全殼再循環堆芯冷卻子系統和安全殼內pH控制子系統。系統設計采用重力、壓縮氣體、自然循環以及對流等自然驅動力，而不是采用泵、風機或柴油發電機等能動部件，來實現初始事件后的反應性控制、余熱排出和放射性物質包容；而且可以在沒有交流電源、設備冷卻水、廠用水以及暖通空調等安全級支持系統的條件下保持系統功能的實現。非能動設計簡化了系統，減少了控制安全系統所要求的操作人員動作的數量和復雜程度，提高了可操作性，從而減少了人因失誤，提高了核電廠的安全性。

PXS采用冗余、多樣性等手段達到安全目標，滿足單一故障準則。

1 非能動堆芯冷卻系統

1.1 系統描述

在設計基準事故工況下，能夠建立并維持堆芯冷卻和安全殼完整性，在72 h內不需要操作員介入；在完全喪失冷卻劑的嚴重事故工況下，能夠快速給反應堆容器充水，重新淹沒堆芯并持續導出堆芯余熱。PXS為抗震I類、安全相關系統。

P X S是由1臺非能動余熱排出熱交換器（PRHR HX）、2臺堆芯補水箱（CMT）、2臺安注箱或蓄壓箱（ACC）、1臺安全殼內置換料水箱（IRWST）和4個pH調節籃及相應的管道、閥門、儀表等組成。圖1為AP1000非能動堆芯冷卻系統的三維示意圖。

圖1 AP1000非能動堆芯冷卻系統的三維示意圖Fig.1 The 3D schematic of AP1000 passive core cooling system

1.1.1 非能動安全注入子系統

圖2為反應堆冷卻劑系統（RCS）提供非能動安全注入的子系統，由2臺CMT、2臺ACC、1臺IRWST以及相關的管道、閥門和儀表組成。

每臺CMT的進口管連接到1個冷段，進口管也稱為冷段壓力平衡管線。平衡管線上裝有1個常開電動閥，CMT壓力與RCS冷段壓力一致，以避免CMT開始注入時發生水錘現象。

CMT內充滿濃度為3 500×10-6的低溫硼水，并布置在安全殼內稍高于RCS主管道環路標高的位置。當正常補水系統不可用或補水不足時，CMT對RCS提供補水。在主蒸汽管道破裂事故或安全停堆事故條件下，CMT中的濃硼水能夠為堆芯提供足夠的停堆裕量。根據RCS的不同條件，CTM分為兩種運行模式。一種是水再循環模式：當冷段充滿冷卻劑時，驅動力是由進口壓力平衡管的高溫冷卻劑與CTM箱中冷水之間的密度差產生的。另一種是蒸汽補償模式：當冷段出現汽腔時，驅動力是由冷段中的蒸汽與CTM箱中水的密度差產生的。當CMT被觸發時，反應堆冷卻劑泵停止運行。

圖2 非能動安全注入子系統Fig.2 The sub-system of passive safety injection

CMT的出口管連接到反應堆壓力容器直接注入管（DVI）以完成向堆芯的注入，DVI連到反應堆壓力容器的下降段環腔。出口管上設有2臺并聯隔離閥、2臺串聯止回閥和1個孔板。2臺隔離閥都是故障開的運行模式（在失氣或失電時處于開啟位置）。設計2臺止回閥是為了防止在一些事故（比如大破口失水事故）下安注箱的水由于反應堆壓力容器被旁路而倒流進入CMT。孔板的作用是用來調整CMT注入流量，并增加CMT背壓以便在正常余熱排出泵運行時停止注水。

2臺安注箱內充有濃度為2 700×10－6的濃硼水，并由氮氣加壓，安注箱內部靜壓為700 psig（4.83 MPa表壓）。安注箱的氣容積占總容積的15%。安注箱出口管與DVI管相連接。安注箱的出口管線上有1臺常開電動隔離閥、1臺流量調節孔板，并設有2臺串聯止回閥以防止在正常運行期間反應堆冷卻劑流回安注箱。

IRWST中充有濃度為2 700×10－6的濃硼水，并布置在略高于RCS主管道環路標高的位置。2個IRWST注入系列分別經過2條DVI管線通過重力把濃硼水從IRWST注入反應堆容器。每臺重力注入系列是由1臺常開隔離閥、2臺并聯止回閥和2臺并聯爆破閥組成。只有當RCS完全泄壓后才能實現IRWST重力注入。

1.1.2 非能動余熱排出子系統

非能動余熱排出子系統由1臺非能動余熱排出熱交換器（PRHR HX）以及相關的閥門、管道和儀表組成（見圖3）。

PRHR HX淹沒在IRWST內，以水箱中的水作為冷卻介質。這種特殊的熱交換器具有一組C形傳熱管束，該傳熱管材料與蒸汽發生器U形管材料相同，都是Inconel690。傳熱管的設計留有充足的堵管裕量，在堵管后PRHR HX仍然滿足導出堆芯余熱的系統設計要求。IRWST的位置高于反應堆，因此，當反應堆冷卻劑泵不可用時，非能動余熱排出子系統能夠使冷卻劑依靠自然循環流過PRHR HX，從而導出堆芯余熱。

圖3 非能動余熱排出子系統Fig.3 The sub-system of passive ressiduel heat removal

PRHR HX的進口管線通過一個常開電動閥與RCS I環路熱段相連接，熱交換器中的壓力和RCS冷卻劑的壓力相同，以防止PRHR HX啟動運行初期發生水錘現象。出口管線經2臺并聯氣動隔離閥與蒸汽發生器下封頭冷段腔室（反應堆冷卻劑泵進口）連接。2臺并聯隔離閥設置為故障開啟（FO）運行模式。在正常工況下，出口隔離閥是關閉的，熱交換器內冷卻劑的溫度與IRWST水溫相同。當出口管線上隔離閥開啟后，由于PRHR HX和反應堆之間存在位差和溫差而產生的反應堆冷卻劑自然循環壓頭，其方向與反應堆冷卻劑泵（RCP）產生的強制循環方向相同。因此在反應堆冷卻劑泵運行時，PRHR HX以強制循環加自然循環方式把堆芯余熱傳遞到IRWST；而在反應堆冷卻劑泵停止后，PRHR HX以自然循環方式冷卻堆芯。

1.1.3 安全殼再循環堆芯冷卻子系統

安全殼再循環堆芯冷卻子系統共有兩個系列，每個系列分為兩條管線：一條管線上設有1個電動閥和1臺爆破閥；另一條管線上設有1臺止回閥和1臺爆破閥。其水源是來自CTM、ACC和IRWST完成注入后匯集在地坑中的含硼水，它以自然循環方式為堆芯提供長期再循環冷卻。

1.1.4 安全殼內pH控制子系統

安全殼內pH控制子系統包括4個充滿顆粒狀磷酸三鈉（TSP）的pH調節籃。這些調節籃安裝在安全殼內，并保證有2個pH調節籃在冷卻水再循環回路上。其布置要求非常嚴格：一方面，在發生嚴重事故水淹情況時，即堆芯已損壞、放射性物質已經釋放到安全殼中，調節籃的布置使得化學添加物溶解于安全殼再循環水中；另一方面，除了嚴重事故水淹情況下，調節籃的布置應把溶解磷酸三鈉腐蝕設備的機會減到最小。

調節籃是沿著墻布置的，高于地面約1 ft（30 cm）。它一面由不銹鋼絲網圍成，其他方向是鋼板。當安全殼水淹時水達到調節籃后，磷酸三鈉就會溶解在安全殼水中，形成非能動的化學物添加，其目的為：

（1）由于磷酸三鈉添加劑將安全殼再循環水的pH控制在7.0～9.5范圍內，這會減少水中的放射性有機碘，以及安全殼內空氣中放射性碘的含量。因此，調節器能夠在堆芯損壞時限制安全殼內放射性物質的釋放。

（2）磷酸三鈉添加劑在水淹后期能夠減少不銹鋼部件潛在的應力腐蝕開裂的可能性。

1.2 系統設計參數

PXS的設計壓力和設計溫度取決于最大運行工況，即在不同的運行模式下系統設備及部件仍保持完整。系統設備及部件的大小由滿足系統要求的各自功能需求所決定，比如IRWST設計足夠大，用來裝有足夠的水，從而確保充滿換料水池；在破口管直徑小于10 in（25.4 cm）的LOCA事故工況下，1臺CMT或1臺安注箱便足以阻止堆芯熔化等。非能動堆芯冷卻系統的設計壓力和溫度見表1，非能動堆芯冷卻系統主要設備技術參數見表2。

表1 非能動堆芯冷卻系統的設計壓力和溫度Table 1 The design pressure and temperature of passive core cooling system

表2 非能動堆芯冷卻系統主要設備技術參數Table 2 Technical parameters for main equipment in the passive core cooling system

1.3 系統運行

當從啟動給水系統導出的余熱或化學和容積控制系統的補水不足或不可用時，PXS為反應堆冷卻劑系統（RCS）提供安全相關的安全注射和余熱排出功能。

1.3.1 電廠正常運行工況下運行

（1）在電廠功率下運行

在電廠正常功率運行時，PXS不工作，處于備用狀態。

對于非能動余熱排出子系統：PRHR HX進口與RCS的冷段連通，出口管線被2臺并聯氣動閥隔離。PRHR HX淹沒在IRWST中，其管側維持在RCS壓力下充滿低溫冷卻劑。管線的布置可以促進PRHR HX中的流體初始自然循環到RCS。

對于非能動安注子系統：2臺C M T維持在RCS壓力和安全殼溫度下，充滿了低溫含硼水。從冷段到每臺CMT頂端的壓力平衡管線處于連通狀態，出口管線被2臺并聯控制閥進行隔離。壓力平衡管線的布置可以促進CMT最初利用自然循環的模式將水注入RCS。

2臺安注箱充入700 psig（4.8 MPa表壓）的氮氣。每臺安注箱到DVI管嘴的出口注入管線上的電動隔離閥處于常開位置，出口管線上設有兩臺串聯止回閥以維持RCS壓力邊界。

IRWST在安全殼壓力（通常是標準大氣壓）下充滿了低溫濃硼水。由重力注入管線上的2臺并聯爆破閥來維持RCS壓力邊界。

（2）在電廠停運工況下運行

在電廠停運或停堆時，如果啟動給水系統通過蒸汽發生器導出堆芯余熱，則PXS不啟動。隨著RCS的壓力和溫度的持續下降，需要執行如下操作，用來隔離PXS以防止影響正常運行：當RCS壓力下降到1 000 psig（6.89 MPa表壓）時，關閉安注箱注入管線上的隔離閥，以防止在RCS壓力低于安注箱壓力時，安注箱誤注入。

在RCS降壓后并在穩壓器疏排開始前，關閉CMT進口管線上的隔離閥。

1.3.2 電廠事故工況下運行

（1）未發生失水事故時運行

在未發生失水事故時，需要考慮兩種事故類型：由于給水管道破裂造成的RCS加熱事故，以及由于蒸汽管道破裂造成的RCS冷卻事故。

1）給水管道破裂事故工況下運行

在不同情況下，給水管道破裂能引起RCS冷卻瞬態或加熱瞬態。由于喪失給水所引起的冷卻瞬態已包絡在蒸汽系統管道破裂事故分析中，因此，對于給水管道破裂事故只評價RCS加熱瞬態。在低功率時小管道破裂的加熱瞬態影響已包絡在滿功率時的給水管道雙端斷裂中。由給水管道失效導致的最嚴重堆芯狀況是在滿功率時給水管道的雙端破裂。下面針對發生該事故進行相關討論。

啟動給水系統（S F W）可導出堆芯衰變熱，以防止反應堆冷卻劑過量加熱和穩壓器排水卸壓。若主給水系統（MFW）和啟動給水系統（SFW）都不可用，PRHR HX將在蒸汽發生器低液位信號或SFW系統低流量信號觸發下自動啟動，導出堆芯衰變熱，從而冷卻RCS。在此階段，PRHR HX流體循環被主泵（RCP）驅動。當RCS冷卻后，穩壓器液位降低會觸發CMT運行。一旦CMT被觸發，主泵自動脫扣，此時PRHR HX將在自然循環狀況下運行。CMT通過DVI注入管線將低溫濃硼水注入壓力容器的下降環腔中，以保持RCS水裝量并增加負反應性。在這個過程中，CMT以水再循環模式運行，冷段未出現汽腔。

最后，當電廠狀況滿足正常停堆要求時，操作員終止PXS的運行，并執行電廠正常停堆操作程序。整個過程中并不需要安注箱投入。

2）蒸汽管道破裂事故下的運行

由蒸汽管道失效導致的最嚴重堆芯狀況是在零功率時主蒸汽管道的雙端斷裂。零功率條件下雙端斷裂包絡了高功率下蒸汽系統小管道失效。

在這種事故下，當發出反應堆保護信號時，反應堆自動停堆。RCS迅速冷卻，CMT投入運行而主泵脫扣。主蒸汽隔離閥快速關閉，防止多于1臺蒸汽發生器排放。啟動給水系統（SFW）被假定為故障，因此它在最高流量下運行。CMT在水再循環模式下運行，注入濃硼水以補充RCS水裝量并增加負反應性。但是在瞬態期間，該負反應性的增加率不足以阻止反應堆重返臨界，也就是說正反應性增加率（來自反應堆冷卻劑溫度降低）超過負反應性增加率（來自CMT的濃硼水），故RCS的快速冷卻可能會導致反應堆重返臨界。隨著事件的延續，RCS的冷卻速度逐漸減緩，而持續的來自CMT的濃硼水使反應堆恢復到次臨界狀態。在事故期間，如果RCS壓力低于700 psig（4.8 MPa表壓），安注箱動作將濃硼水注入反應堆壓力容器中。

最后，當電廠狀況滿足正常停堆要求時，操作員終止PXS的運行，并執行電廠正常停堆操作程序。由于RCS沒有泄露，CMT以無排放的水再循環模式進行注入，因此自動卸壓系統（ADS）不會因為CMT液位降低而動作。

（2）失水事故時運行

失水事故也稱冷卻劑喪失事故（LOCA），是指任意管線破裂或設備泄露所導致RCS裝量的減少量超過了正常補水系統的補水能力。對于AP1000設計，RCS管線破口直徑尺寸小于3/8 in（9.5 mm）時不會引起失水事故，因為一臺補水泵的補給流量足夠補償該破口直徑的泄露流量，從而維持RCS壓力。不需要安全相關系統投入，反應堆將正常停堆。

反應堆冷卻劑系統（RCS），假想管道破裂分為大管道破裂（大破口）和小管道破裂（小破口）。大破口指整個斷面面積等于或大于1 ft2（929 cm2）；小破口指整個斷面面積小于1 ft2。大破口失水事故稱為大LOCA，小破口失水事故稱為小LOCA。

一旦發生失水事故，RCS壓力下降，這導致反應堆停堆并引發安全注入。初始時，CMT在RCS壓力下以水再循環模式或蒸汽補償注入模式運行。對于小LOCA事故，RCS的水裝量足夠建立CMT水再循環；在水再循環模式中每臺CMT注入流量為14 lb/s（6.356 kg/s）。對于大LOCA事故，當穩壓器和冷段迅速排空后，CMT蒸汽補償注入開始，在這種模式下每臺CMT注入流量為135 lb/s（61.29 kg/s）。當CMT投運后，CMT液位下降，其不同低液位信號將觸發對應級別自動卸壓系統（ADS）閥門動作。

RCS壓力持續下降到低于700 psig（4.8 MPa表壓）時，安注箱自動運行。在大LOCA事故或自動卸壓系統（ADS）啟動后，安注箱注入的硼水通過DVI管線流入反應堆壓力容器，實現再淹沒堆芯。RCS和安注箱之間的壓差決定了安注箱注入流量。

作為大LOCA事故下PXS最重要功能之一，PXS通過重力注入方式從IRWST和安全殼再循環地坑向RCS供水，從而提供長期冷卻。隨著RCS壓力降低，IRWST注入管線上的爆破閥和止回閥先后打開。2條IRWST重力注入系列開始向反應堆壓力容器注入硼水，IRWST液位緩緩下降而安全殼液位將升高。當安全殼液位達到pH調節籃位置時磷酸三鈉開始溶解。最終安全殼再循環將建立起來，安全殼內水的自然循環為堆芯提供長期再循環冷卻。

在長期再循環冷卻模式下，堆芯充滿水，衰變熱以安全殼內蒸汽形式導出。安全殼的鋼殼相當于1臺熱交換器。鋼殼外側通過非能動安全殼冷卻系統（PCS）冷卻；在安全殼內蒸汽冷凝后，大部分凝結水通過凝結水收集槽而返回IRWST，再通過IRWST重力注入反應堆中。沒有通過收集槽而流回IRWST的部分凝結水，通過安全殼再循環方式流回到反應堆中。所有PXS注入和再循環都發生在安全殼內。

對于小LOCA事故，由控制棒提供初始停堆，而由PXS濃硼水提供負反應性以維持長期停堆。對于大LOCA事故，堆芯的排空提供了初始停堆，對于長期停堆也是依靠PXS濃硼水提供負反應性來維持的。

1.3.3 停堆工況事故下運行

（1）熱備用、停堆冷卻、加熱期間喪失啟動給水

在熱備用、停堆冷卻、加熱工況下，由啟動給水系統（SFW）向蒸汽發生器供水，蒸汽排入主冷凝器或者大氣，因此RCS通過蒸汽發生器進行冷卻。但是啟動給水系統（SFW）是非安全相關系統，需要考慮它們的失效。在啟動給水系統（SFW）失效時，PRHR HX會自動投運以排除堆芯余熱。

化學和容積控制系統（CVS）也是非安全相關系統，當CVS失效時，隨著冷卻劑冷卻收縮，穩壓器液位降低觸發CMT自動啟動，以水再循環模式運行，維持RCS的水裝量。

IRWST為PRHR HX提供熱阱，而非能動安全殼冷卻系統（PCS）提供安全相關最終熱阱。熱量從PRHR HX的傳熱管側傳到IRWST水中，IRWST水溫升高，2 h左右，IRWST內的水開始沸騰，產生的蒸汽釋放到安全殼中，并在安全殼內冷凝，大部分凝結水通過凝結水收集槽返回到IRWST。

（2）換料期間喪失正常余熱排出

正常換料期間，堆芯衰變熱一般由正常余熱排出系統（RNS）排出。然而正常余熱排出泵是非安全相關的，需要考慮它們的失效。

在該事故下，假定反應堆壓力容器上封頭已移開，IRWST中的水已輸送到換料水池內，并達到高液位。由于IRWST排空，無熱阱，從而導致PRHR HX不可用。為了拆換部件，安全殼設備閘門處于打開狀態。正常余熱排出系統失效約9 h后，換料水池內的水達到飽和溫度。因為換料水池內水的加熱速度較慢，在安全殼內形成大量蒸汽之前，有足夠的時間關閉所有的安全殼貫穿件和設備閘門。如果沒有關閉安全殼，大約在5 d后，通過蒸發，液位降到燃料組件頂部。由于安全殼關閉，蒸汽被限制在安全殼內，并被非能動安全殼冷卻系統（PCS）冷凝，安全殼不會喪失水。這樣通過安全殼再循環，建立并維持長期冷卻。

2 系統設計瞬態研究

在進行系統主要部件設計時，需要考慮系統設計瞬態。所有瞬態及其發生的頻率在部件設計和疲勞評價過程中都非常重要。為了保證部件在電站設計壽期內滿足使用要求，文中的設計瞬態是指在電站壽期內預期發生的或可能發生的瞬態的保守表述，并且每個設計瞬態初始條件的選擇都是最大化反映瞬態的嚴重性。瞬態由壓力、溫度和流量描述，以評價部件的熱疲勞。本文重點選取PRHR HX、CMT以及安注箱等設備設計瞬態進行了研究。

2.1 設計瞬態研究相關參數

PRHR HX參數見表3，CMT參數見表4，安注箱參數見表5，IRWST容積參數見表6，安全殼內部溫度參數見表7。

表3 PRHR HX參數Table 3 PRHR HX parameters

表4 CMT參數Table 4 CMT parameters

表5 安注箱參數Table 5 Accumulator parameters

表6 IRWST容積參數Table 6 IRWST volume parameters

表7 安全殼內部溫度參數Table 7 Containment internal temperature parameters

2.2 PRHR HX設計瞬態研究

由于與RCS熱段相連的PRHR HX進口管線處于常開狀態，PRHR HX承受所有來自RCS的壓力瞬態。

對所有PRHR HX設計瞬態都做如下假設：

（1）PRHR HX進口管線水溫與熱段水溫相同。PRHR HX進口接管的溫度，在非能動余熱排出啟動前與IRWST的溫度相同，而在非能動余熱排出啟動后上升到RCS熱段（環路I）的溫度。

（2）PRHR HX出口溫度從50 ℉（10 ℃)升至300 ℉（148.9 ℃），再到210 ℉（98.9 ℃）。處于300 ℉（148.9 ℃）的時間為60 s。

2.2.1 RCS泄漏導致IRWST升溫

在此瞬態期間，流體為單態液相的水，PRHR HX和IRWST保持熱平衡。假設由于RCS通過PRHR HX傳熱管發生泄露，IRWST在超過24 h時間里從50 ℉緩慢升溫到150 ℉。24 h后，泄漏停止，然后IRWST通過正常余熱排出系統（RNS）慢慢冷卻至120 ℉（49 ℃）。

2.2.2 喪失廠外電源

喪失廠外電源是在電廠滿功率運行時（保守假設為102%功率）外部電源喪失。事故將導致反應堆緊急停堆和汽輪機脫扣。所有連接到汽輪發電機組總線的電負荷將失電，包括主泵、主給水泵和冷凝泵。圖4給出了在喪失廠外電源事故工況下PRHR HX壓力瞬態，也反映了一回路壓力瞬態。壓力峰值約為320 psig（2.2 MPa表壓)。

此事故工況下，反應堆停堆、主泵脫扣，PRHR HX建立自然循環。此瞬態期間，RCS熱段溫度下降，如圖5所示，進口溫度峰值約為610 ℉（321 ℃）。PRHR HX的介質流量約為102 lb/s（46.3 kg/s）。

當通過蒸汽發生器冷卻R C S（M F W或SFW）的正常方式恢復時，PRHR HX自然循環冷卻停止。整個過程中，反應堆不停堆，主泵保持運行。

在事故開始后1 800 s時，PRHR HX內的冷卻劑流動被中止。圖6給出了PRHR HX在誤動作500 s期間的溫度瞬態情況，大約50 s后入口溫度和出口溫度保持穩定，分別為610 ℉（321 ℃）、390 ℉（199 ℃）。PRHR HX的冷卻劑流量約為533 lb/s（241.7 kg/s）。

圖4 喪失廠外電源時，PRHR HX壓力瞬態Fig.4 Loss of off-site power，PRHR HX pressure transient

圖5 喪失廠外電源時，PRHR HX溫度瞬態Fig.5 Loss of off-site power， PRHR HX temperature transient

2.2.3 PRHR HX誤動作

假設在102%功率運行期間，PRHR HX誤動作，反應堆冷卻劑通過熱交換器得到冷卻。在此

圖6 PRHR HX誤動作時，PRHR HX溫度瞬態Fig.6 PRHR HX false operation ，PRHR HX temperature transient

PRHR HX內的介質流動被中止后，熱交換器傳熱管很快冷卻到I R W S T的溫度200 ℉（93.3 ℃）。通過正常余熱排出系統（RNS）運行將IRWST（以及PRHR HX一起）降到120 ℉（49 ℃）。

2.3 CMT設計瞬態研究

由于與RCS冷段相連的CMT進口管線處于常開狀態，CMT承受所有來自RCS冷段壓力瞬態。

對所有CMT設計瞬態都做如下假設：

（1）冷段平衡管線的水溫與RCS冷段的水溫相同。在CMT啟動前，CMT進口溫度與CMT內水溫相同，而在CMT啟動后CMT進口溫度逐漸升至與RCS冷段的溫度相同。

（2）在CMT內不存在冷熱水的混合，CMT出口溫度一直維持在CMT初始溫度，直到CMT注入完相當于1臺CMT體積的硼水量。

2.3.1 在役試驗（IST）

CMT在役試驗一般在反應堆停堆且RCS處于半管運行狀態時，每10 a進行一次。故保守估計在核電廠壽期內共發生10次該試驗瞬態。RCS的溫度相對較低，為140 ℉（60 ℃），而CMT的水溫為50 ℉（10 ℃）。在此期間，CMT與RCS的壓力相同，為大氣壓。

通過打開CMT出口隔離閥進行試驗。進口接管的溫度從50 ℉（10 ℃）升到140 ℉（60 ℃），如圖7所示。當CMT將含硼水注入反應堆壓力容器時，空氣從冷段進入CMT。試驗持續足夠長的時間以獲得穩定的流量，保守采用900 s的時間來確定流量和管道阻力。試驗期間的平均流量約為25.3 kg/s。570 ℉（299 ℃）。經過2 900 s的注入，當冷的CMT含硼水耗盡、熱水開始到達水箱底部后，CMT出口溫度增加。當CMT被完全加熱，即出口溫度和進口溫度相同時，在瞬態結束時CMT注入流量停止。事故期間的CMT平均流量約為24.54 kg/s。

圖7 CMT在役試驗時，CMT溫度瞬態Fig.7 CMT on-line test，CMT temperature transient

CMT在役試驗在900 s后通過關閉出口隔離閥來停止。此時，可以認為CMT頂部是熱水（大約占40%）、底部是冷水。在役試驗后，需要約94 h與安全殼的自然對流，才能將CMT冷卻至120 ℉（49 ℃）。

2.3.2 喪失廠外電源

在喪失廠外電源期間，在事故發生4 750 s后，CMT動作并持續注入2 900 s。CMT壓力一直維持在2 000 psig（13.8 MPa表壓），與RCS的壓力相同。

如圖8所示，在出口隔離閥開啟后，570 ℉（299 ℃）的反應堆冷卻劑從冷段開始進入CMT，進口管嘴的溫度從50 ℉（10 ℃）上升到

圖8 喪失廠外電源時，CMT溫度瞬態Fig.8 Loss of off-site power，CMT temperature transient

在CMT注入停止后，通過50 ℉的補給水來實現CMT的冷卻，經約48 h將CMT冷卻至120 ℉（49 ℃）。補給水流量為0.5 kg/s。

2.3.3 RCS誤降壓（1臺穩壓器安全閥開啟）

在電廠滿功率運行期間導致RCS快速卸壓的一些事故中（如穩壓器誤輔助噴淋、穩壓器壓力控制器故障造成兩臺穩壓器噴淋閥門開啟，穩壓器安全閥開啟后發生故障不能重新關閉），1臺穩壓器安全閥誤開啟將會導致最嚴重的RCS壓力瞬態。因此，常用這種情況來包絡其他的RCS誤降壓事故。

1臺穩壓器安全閥門誤開啟將導致RCS快速卸壓，RCS低壓下使得反應堆停堆、主泵關閉，以及CMT、安注箱、PRHR投入運行。

圖9給出了在1臺穩壓器安全閥誤開啟工況下RCS一次側壓力隨時間的變化情況。

在1臺穩壓器安全閥開啟事故瞬態下，CMT最先投入。在CMT出口隔離閥開啟后，537.2 ℉（280 ℃）熱的反應堆冷卻劑從冷段開始進入CMT。進口管嘴的溫度從50 ℉（10 ℃）升到537.2 ℉（280 ℃）。經過1 600 s的注入，CMT內低溫硼水耗盡、440 ℉（227 ℃）熱水開始到達CMT底部，CMT出口溫度增加。

圖9 RCS誤降壓（1臺穩壓器安全閥開啟）Fig.9 RCS false depressurizing(The safety valve of one pressurizer opens)

事故發生時CMT壓力為2 285 psig（15.76 MPa表壓），投入運行后在降至980 psig（6.76 MPa表壓）時保持穩定了500 s左右。在事故發生1 600 s后，壓力降至375.3 psig（2.6 MPa表壓），CMT出口溫度與進口溫度相同，如圖10所示。事故期間的平均流量約為44.3 kg/s。

圖10 CMT-RCS誤降壓（1臺穩壓器安全閥開啟）Fig.10 CMT-RCS false depressurizing(The safety valve of one pressurizer opens)

2.4 安注箱設計瞬態研究

安注箱正常情況下與RCS隔離。安注箱正常維持在700 psig（4.8 MPa表壓）的壓力下。只有導致RCS壓力小于700 psig（4.8 MPa表壓）的RCS壓力瞬態，安注箱才會自動注入。

對所有安注箱設計瞬態都做如下假設：

（1）安注箱初始溫度在50 ℉（10 ℃）至120 ℉（49 ℃）范圍內可變。

（2）安注箱的水完全耗盡時，安注箱將緩慢升溫至安全殼內環境溫度。

（3）在安注箱全部或部分注入時，可認為其壓力維持在700 psig（4.8 MPa表壓）不變。

2.4.1 在役試驗（IST）

每次大修換料期間，安注箱出口止回閥進行在役試驗。在核電廠壽期內該試驗的次數保守估計在45次以上。在試驗期間，首先將安注箱的壓力降到比RCS壓力高40 psig（0.28 MPa表壓），然后打開安注箱電動隔離閥，此時安注箱注入流速快到足夠使止回閥全部開啟。

當安注箱壓力與RCS壓力相同時，安注箱注入停止。整個注入時間大約持續9 s，注入28 ft3（0.8 m3）的硼水。在試驗期間，氮氣溫度從70 ℉（21 ℃）降到50 ℉（10 ℃）。試驗結束后，氮氣溫度將重新同安注箱水和金屬壁到達平衡。

2.4.2 反應堆冷卻劑向箱內泄漏

RCS可能經由安注箱止回閥泄漏到安注箱中。如果泄漏率非常小，反應堆冷卻劑以接近安全殼內環境溫度進入安注箱，因為在安注箱和壓力容器直接注入（DVI）管線之間有大約30 ft（9 m）的管道未進行保溫。在這種情況下，安注箱氣壓緩慢增加，并隨著安注箱的人為排水而緩慢降低，但安注箱的溫度幾乎不變。

假定泄漏率大到需要安注箱隔離和核電廠停運時，進入安注箱的水溫估計約為冷段溫度537.2 ℉（280 ℃）和安全殼溫度50 ℉（10 ℃）的平均值，即293.6 ℉（145 ℃）。保守假定安注箱處在50 ℉（10 ℃）。因此，安注箱出口管嘴將會承受一個從50 ℉（10 ℃）到293.6 ℉（145 ℃）的溫度階躍。同時安注箱壓力由正常運行壓力700 psig（4.8 MPa表壓）增至它的設計壓力800 psig（5.5 MPa表壓），然后由操作員將泄漏隔離。而安注箱內水溫估計將不會升高，因為：

（1）安注箱水裝量很大：1 700 ft3（48.1 m3）。

（2）在關掉電動隔離閥以避免安注箱超壓之前，并沒有太多的反應堆冷卻劑進入安注箱。

安注箱被隔離后，出口管嘴將冷卻至安全殼內環境溫度。

2.4.3 氮氣向外泄露

氮氣從安注箱向外泄露，將導致安注箱壓力下降。當安注箱壓力降到低允許限值時，操作員打開氮氣補充管線以增加安注箱壓力。在核電廠壽期內，假定經過持續1個月的泄露，安注箱壓力從最大技術規格書壓力限值770 psig（5.3 MPa表壓）降到最低允許限值630 psig（4.3 MPa表壓）。

3 結論

非能動堆芯冷卻系統（PXS）設計與運行以及系統設計瞬態研究表明：PXS系統設計和設備設計是合理的、可行的，能夠滿足系統功能要求。

首先，PXS為RCS提供補水，在正常余熱排出系統（RNS）、化學和容積控制系統（CVS）不可用時，足以補充RCS冷卻劑水裝量的喪失。

其次，PXS為堆芯冷卻提供了安全注入，以防止堆芯過熱。PXS能夠水淹安全殼，從而淹沒反應堆壓力容器。因此在嚴重事故后，壓力容器內損壞的堆芯將被硼水覆蓋并得到長期持續冷卻。

再次，PXS濃硼水增加了負反應性，恢復事故停堆裕量，保證長期安全停堆。

而且，P X S為再循環水提供了化學添加劑——磷酸三鈉（TSP），在事故后有高放射性存在時淹沒安全殼。該添加劑建立了有利于放射性核素滯留、限制廠外輻射劑量的化學條件。

此外，P X S設計中增加的冗余度和多樣性（比如不同的補水方法、注入模式、閥門類型），完善了PXS系統的可靠性。

最后，PRHR HX、CMT以及安注箱等重要部件的壓力、溫度等設計參數，滿足PXS系統設計瞬態要求，系統設備設計能夠實現系統設計功能。

我國的科研人員在自主科研開發ACP100、ACP600、ACP1000過程中，應該借鑒AP1000非能動堆芯冷卻系統的設計，拓寬研發思路，早日實現擁有自主知識產權的第三代核電技術。

[1] AP1000 Passive Core Cooling System Specification Document[R].

[2] AP1000 Reactor Coolant System Specification Document[R].

[3] AP1000 PXS Standard Spreadsheet Calculation Using Excel[R].

[4] AP1000 CMT, Accumulator and PRHR Heat Exchanger Design Transients[R].

[5] AP1000 Reactor Coolant System Design Transients[R].

[6] 顧軍，主編. AP1000核電廠系統與設備[M]. 北京：原子能出版社，2010.（GU Jun, Editor-in-Chief.AP1000 Systems and Equipment [M]. Beijing:Atomic Energy Press, 2010.）

[7] 林誠格，主編. 非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008.（LIN Cheng-ge,Editor-in-Chief. AP1000 Advanced Passive Safety NPP [M]. Beijing: Atomic Energy Press,2008.）