田灣核電站主泵卡軸事故分析

姚進國，李載鵬，楊曉強

（江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

田灣核電站一期工程由兩臺100萬k W核電機組組成，采用俄羅斯A E S-91型，即W W E R1000/428型反應堆裝置，是基于WWER1000/320型系列核電機組的設計、建造和運行經驗為基礎，并吸取西方壓水堆的改進技術而完成的改進型四環路壓水堆。

本文利用從俄羅斯引進熱工水力瞬態計算程序DINAMIKA-97模擬計算田灣核電站一臺主泵轉子卡死事故，分析田灣核電站在該事故工況下的反應堆安全。

1 事故描述

反應堆冷卻劑泵的機械故障包括主泵軸轉子瞬間卡死和軸瞬間斷裂，受影響的反應堆冷卻劑環路流量迅速降低。假如該事故發生在滿功率水平下，堆芯冷卻劑流量的降低導致冷卻劑溫度迅速升高，可能導致燃料棒發生DNB，此時如果反應堆沒有緊急停堆，將可能導致燃料棒的損壞。

2 計算方法與假設條件

2.1 計算程序描述

DINAMIKA-97程序用于WWER型壓水堆瞬態和事故工況下一回路冷卻劑和蒸汽發生器熱工水力參數的計算分析。程序可模擬反應堆、蒸汽發生器、穩壓器、主泵、主循環管道、堆芯應急保護系統、控制和聯鎖系統等。

2.2 計算數據和假設條件

計算中使用的主要數據見表1。

表1 輸入參數和初始狀態Table 1 Input parameters and initial conditions

計算冷卻劑參數采用一維近似連續方程、動量方程和能量方程。計算反應堆功率采用6組緩發中子的點動力學方程。程序中可使用不同的經驗公式求解傳熱系數，流體阻力系數，以及模擬反應堆各腔室中的冷卻劑相變過程，蒸汽、汽水混合物的動力流動。

由于模擬不同設備的微分方程組差別很大，所以需要不同的方法求解。在求循環回路、反應堆各控制體、蒸汽發生器中的冷卻劑參數和計算金屬結構中的溫度場時，用隱式有限差分格式求解微分方程組。模擬反應堆應急保護系統、中子動力學方程、泵轉速方程時，用龍格-庫塔方法、艾米爾-柯西法或隱式有限差分求解。

程序可以計算多種非穩態工況，如主泵工作異常、汽輪發電機負荷變化、給水供應系統異常、反應堆控制和保護系統及其他調節系統異常、二回路蒸汽管道破裂、蒸汽發生器給水管道破裂、小泄漏最初階段包括一回路向二回路泄漏等。

程序可模擬4個環路、5個堆芯通道。每個通道加熱高度上的計算段數可達10個，每個環路上計算段數可達22個。DINAMIKA-97采用了非穩態工況熱工水力計算程序包的一系列模塊，包括KAHAL-97、SVOSTVA、WODA、ALFA、TBEL、NASOS、SAOZ、MAZ-1、OXRA-2等。

程序模擬計算一回路系統控制體劃分示意圖如圖1所示。

DINAMIKA程序可用于WWER1000、W W E R440反應堆安全論證，曾用于芬蘭Loviza-1、新瓦沃羅涅什等核電站。

根據事故分析的保守性要求，主要計算假設包括：

（1）考慮對計算結果最不利的參數偏差組合，如反應堆功率在滿功率水平上考慮最大偏差＋4%，最小冷卻劑流量。

（2）功率調節器系統運行在“H”工況。

（3）采用對DNB和最大燃料溫度和包殼溫度最不利的功率分布。

（4）事故開始疊加機組喪失場外電。

（5）假設4臺應急給水泵中的2臺在機組失電后120 s啟動（假設一個應急給水泵失效，第二個應急給水泵在維修狀態）。

（6）反應堆停堆保護時，假設一束最大價值的控制棒卡在堆頂。

（7）保守考慮反應堆保護信號形成時間延遲，選取第二停堆信號保護。

圖1 用DINAMIKA-97程序模擬計算一回路系統控制體劃分示意圖Fig. 1 Analog computation for the division of primary loop system controllers by using DINAMIKA-97 program

（8）假設一個蒸汽發生器上的對大氣排放閥（BRU-A）失效，附加考慮二回路導熱減少。

（9）保守的停堆余熱曲線，考慮+3σ誤差。

（10）保守假設對事故進程有緩解作用的核電站正常運行系統和設備不運行，其中包括功率自動調節器（APC）、反應堆預保護（PP1，PP2，APP）、主蒸汽旁排閥（BRU-K）、化學與容積控制系統（KBA）、穩壓器電加熱和穩壓器噴淋等。

3 計算結果與結果分析

主泵轉子卡死事故序列見表2，主要計算結果曲線在圖2至圖9中給出。

第2環路主泵轉子卡死事故發生后，該環路的冷卻劑流量迅速減少，通過堆芯的冷卻劑流量也相應減少，從而導致堆芯冷卻不足，冷卻劑壓力、溫度上升，傳熱條件惡化。

由于事故開始疊加機組失電，所以失電時刻認為蒸汽發生器主給水和輔助給水喪失、汽輪機截止閥關閉、BRU-K失效。由于4個運行主泵中的3個停運形成第一個停堆信號，計算中第一停堆信號被忽略。

主泵卡軸事故發生過程中主泵壓頭快速下降，導致相應環路流量迅速減少。在事故發生后0.01 s第二個停堆信號產生，即第二停堆信號由主泵壓頭在5 s內由0.392 MPa下降到0.245 MPa觸發。停堆信號觸發2.5 s后反應堆應急保護動作（控制棒下落），隨后反應堆功率減低到衰變熱水平。

汽輪機主截止閥關閉后導致二回路壓力升高，最高升高到8.03 MPa。3.4 s蒸汽發生器1、2和4的BRU-A壓力達到打開，隨后二回路壓力降低并由BRU-A維持壓力。

機組斷電后，主泵停運并開始惰轉，隨后建立了穩定的一回路自然循環。120 s蒸汽發生器應急給水泵啟動。2臺應急給水泵分別注入到兩臺蒸汽發生器（SG-3，SG-4），使得相應的蒸汽發生器液位升高并維持一回路冷卻劑壓力和溫度等參數穩定。

表2 卡軸事故序列Table 2 Chronological order of jamming events

圖2 反應堆相對功率Fig.2 Relative core power

圖3 堆芯壓力和SG蒸汽壓力Fig.3 Pressure in the reactor core and steam generator

圖4 一回路冷卻劑溫度Fig.4 Coolant temperature at the primary loop

圖5 堆芯和環路流量Fig.5 Flow rate in the core and loops

圖6 燃料溫度和包殼溫度Fig.6 Temperatures of fuel and fuel rod cladding

圖7 穩壓器液位Fig.7 PRZ level

圖8 蒸汽發生器液位Fig.8 Level in steam generator

圖9 燃料棒徑向焓Fig.9 Radially-averaged fuel enthalpy

計算結果表明，卡軸事故發生后反應堆很快停堆（小于3 s）。在整個事故過程中及自然循環建立后，堆芯始終具有可靠的冷卻流量，能夠將剩余衰變熱安全導出堆芯。燃料棒徑向功率峰值因子為1.70的燃料棒將發生DNB，但發生DNB的燃料棒數量不足導致堆芯燃料組件的完整性破壞。燃料棒最大徑向平均焓為446.2 J/g，小于相應的586 J/g的限值。燃料棒包殼最高溫度為700 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 832 ℃，均低于相應的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃。一、二回路壓力最大值分別達到18.0 MPa和8.15 MPa，未超出反應堆冷卻劑系統和蒸汽管道內的壓力設計值。

4 結束語

本文的分析表明，田灣核電站在發生一臺主泵轉子卡死事故后，反應堆堆芯流量能夠提供堆芯可靠冷卻，各項驗收準則均能滿足。燃料包殼和堆芯的完整性是可以保證的，反應堆處于安全狀態。

[1] 田灣核電站1&2號機組最終安全分析報告[R].（Final Safety Analysis Report for Unit 1 &2 of Tianwan NPP [R].）