CPR1000非能動應急給水系統瞬態特性分析

張亞培，田文喜，秋穗正，蘇光輝

（1.西安交通大學 動力工程多相流國家重點實驗室，陜西 西安 710049；2.西安交通大學 核科學與技術學院，陜西 西安 710049）

非能動安全概念是20世紀80年代提出的一種全新的概念，它的目的是要提高核電站安全性和可靠性。其工作原理是利用流體被加熱或蒸發、冷卻或冷凝而產生的密度差形成驅動壓頭或位差形成的重力壓頭，無需用任何外部動力，在事故工況下，實現應急堆芯冷卻，以導出堆芯的熱量，確保反應堆的完整性。非能動安全系統的優點是簡化專設安全措施，減少人員干預而可能產生的誤動作，提高了核電站的固有安全性［1］。

目前，第三代反應堆（如AP1000、APR1400等）采用了大量的非能動概念設計，譬如在一回路增加了非能動堆芯余熱排出系統（PRHRS），安全殼冷卻系統等［2］。CPR1000作為一種先進、成熟、安全、經濟的，可自主批量建設的“二代加”主力堆型，采用的非能動概念設計相對較少，其與第三代反應堆相比在安全性上有一定的差距。因此，在CPR1000二次側增加PEFWS，利用該系統可完全或部分替代傳統的應急給水冷卻系統，可增加喪失熱阱和全廠斷電等事故的應對措施，提高核電站的安全性。

本文利用RELAP5／MOD3.4 程序對CPR1000一回路系統和二次側非能動給水系統進行整體建模，分析全廠斷電事故下一、二次側主要參數的瞬態熱工水力特性，以驗證CPR1000PEFWS對事故的緩解能力。

1 PEFWS描述

CPR1000二次側PEFWS采用水冷的方式（類似于AP1000的非能動堆芯余熱排出系統）。圖1示出了CPR1000PEFWS的主要設備簡圖。

圖1 CPR1000PEFWS簡圖Fig.1 Scheme of CPR1000PEFWS

當全場斷電事故時，反應堆停堆，堆芯仍不斷釋放出衰變余熱，這部分熱量由一回路中的冷卻劑通過蒸汽發生器傳給二次側流體，即相當于自然循環回路中的加熱段。蒸汽發生器二次側流體被加熱產生飽和沸騰，產生的飽和蒸汽進入PEFWS的上升段，經非能動換熱器時，被換熱器管外的冷卻水冷卻成過冷水（也可能飽和水或含汽量較低的兩相狀態），經下降段最后返回到蒸汽發生器中，在二回路中建立自然循環；二次側冷卻水箱中的水被換熱器中蒸汽冷凝釋放的熱量加熱沸騰，最終將堆芯余熱帶到大氣中，實現對堆芯的冷卻作用。

2 一、二次側系統建模

CPR1000核電站一回路系統由反應堆和3條并聯的閉合環路組成，以反應堆壓力容器為中心作輻射狀布置，每條環路均由1臺主冷卻劑泵、1臺蒸汽發生器以及相應的管道和儀表組成。另外，其中1條環路熱管段上連接有1個穩壓器，用于主回路系統的壓力調節和壓力保護。每個環路中，位于反應堆壓力容器出口和蒸汽發生器入口之間的管道成為熱段，主泵和壓力容器入口間的管道稱為冷段，蒸汽發生器與主泵之間的管道稱為過渡段。

CPR1000二次側PEFWS有3個獨立的系列與CPR1000一回路的3條環路相匹配：每個系列由蒸汽發生器、非能動換熱器、冷卻水箱、應急給水箱以及連接這些設備的管道閥門組成。

基于RELAP5／MOD3.4程序，針 對CPR1000一回路系統和二次側PEFWS結構建立了完整的系統模型。模型包含了一回路和二次側非能動系統所有設備。由于3個環路及其相應的非能動系統對稱分布，圖2僅示出了帶有穩壓器的1個環路和與其相匹配的二次側非能動系統的模型節點圖。

3 事故描述及分析條件

在發生全廠斷電事故時，首先汽機跳閘，接著主蒸汽隔離閥關閉，主給水泵跳閘，主冷卻劑泵跳閘開始惰走，反應堆在主泵低低轉速信號下觸發控制棒開始下插使反應堆停堆，二次側PEFWS氣動閥設置成事故開，即在失去交流情況下自動開啟，應急給水箱的水依靠重力向蒸汽發生器二次側補水，以保持蒸汽發生器二次側水位在規定值以內，同時閥門打開，換熱器依靠冷凝和重力自動投入到自然循環運行，蒸汽發生器的水吸收衰變熱變成蒸汽。蒸汽自冷卻器頂端進入，冷凝后變成水，從底部流出而返回到蒸汽發生器二次側，構成自然循環；這種蒸發、冷凝的過程保證堆芯不斷冷卻，帶走衰變熱（圖3）。

全廠斷電事故進行分析的初始工況［2－3］為：

1）機組初始運行功率為滿功率加上最大穩態功率測量誤差；

2）初始反應堆冷卻劑溫度為其額定值減去最大穩態控制范圍內的測量誤差；

3）初始穩壓器壓力為其額定值加上最大穩態波動測量誤差；

圖2 一、二次側系統完整節點圖Fig.2 Node map of the primary and secondary system

圖3 二次側非能動系統詳細節點圖Fig.3 Detail node map of the secondary PEFWS system

4）初始穩壓器水位為其額定值加上一個保守的裕度。

全廠斷電事故分析采用的初始數據列于表1。

表1 全廠斷電事故初始工況數值Table 1 Initial data of SBO

發生全廠斷電事故時的事故邏輯為：0s主蒸汽閥關閉、主給水泵跳閘、冷卻劑主泵也同時跳閘，系統在主泵低低轉速信號下觸發反應堆保護系統，此信號延遲2s后控制棒開始下落停堆，事故后延遲50s應急給水箱出水口閥門打開，向蒸汽發生器二次側充水，事故后延遲60s二次側換熱器出水口閥門打開，向蒸汽發生器二次側充水。

4 計算結果分析

根據全廠斷電事故分析的初始參數和發生全廠斷電時的事故邏輯對全廠斷電事故進行分析計算，表2列出了全廠斷電事故后的得到的事故序列。

表2 全廠斷電事故序列Table 2 Sequence of SBO

在不考慮非能動系統閥門開啟過程的條件下，圖4～7示出了CPR1000在全廠斷電事故下各參數隨時間的變化。

圖4 核功率（a）和堆芯流量比（b）隨時間的變化Fig.4 Nuclear power（a）and flux ratio of core（b）vs.time

圖5 參數隨時間的變化Fig.5 Parameters vs.time

圖6 閥門開啟過程對二次側流量的影響Fig.6 Effect of valve opening process on mass flow rate of PEFWS

從計算結果可看出，全廠斷電事故發生后，反應堆核功率迅速下降，衰減到較小的值（圖4a）。事故發生后，主泵全部停運，一回路冷卻劑流量快速下降使得一回路冷卻劑溫度壓力有短暫的上升，隨后又開始快速下降（圖4b，5a、b）。

圖7 冷卻水箱水位隨時間的變化Fig.7 Level of cooling tank changed with time

從圖5a、b可看出，事故的前幾十秒非常關鍵，事故后蒸汽發生器給水和蒸汽流量終止，一回路繼續向二次側傳遞熱量，二回路排熱減小與一回路流量惰走同時發生，這進一步降低了一回路冷卻劑排出堆芯衰變熱的能力，此時的堆芯也最危險。從圖5a、b還可看出，在事故后5s時一回路壓力和冷卻劑平均溫度出現一個峰值，此時的堆芯最危險，然而隨后又迅速減小，這是因為事故后2s停堆，停堆后堆芯熱功率快速減小；此后，一回路壓力和溫度持續下降，是由于二次側應急給水箱開始向蒸汽發生器補水，有效地將堆芯衰變熱帶走，使堆芯處于安全的狀態。從圖中可看出，二次側非能動系統投入時間對一回路壓力和溫度影響不是很大。

從圖5c、d可看出，事故后蒸汽發生器壓力先升高達到一峰值，當蒸汽發生器壓力高于安全閥開啟壓力時，蒸汽發生器安全閥打開，有效地抑制蒸汽發生器壓力上升；隨后蒸汽發生器壓力開始下降和蒸汽發生器水體積先下降后上升，這均是由于在事故后的50s時二次側應急給水箱開始向蒸汽發生器補水，有效地帶走一回路衰變熱，使一回路冷卻劑溫度和壓力下降，保證反應堆處于安全狀態。從圖中還可看出，二次側非能動系統投入的越早就越可有效維持蒸汽發生器水位。

從圖5e可看出，在二次側非能動系統延遲60s投入的情況下，二次側應急給水箱對蒸汽發生器的補水時間持續約700s，最大補水流量為11.4kg／s，二次側非能動系統投入的越早補水箱的注入流量稍有增加，但總體影響不大。

從圖5f可看出，二次側非能動系統投入時間對二次側系統穩定后的凝結水流量影響不大，但在未考慮閥門開啟過程的情況下，非能動系統剛投運時均出現了流量的突跳，流量突跳不受系統投運時間的影響，且這種流量突跳對二次側系統的沖擊很大，可能對系統造成一定的破壞。因此，應避免這種現象的發生，解決的方法是避免二次側系統閥門突然打開，從圖6可看出，緩慢開啟閥門可避免剛啟動時的流量突跳，且二次側系統閥門開啟速度越慢，啟動過程越平穩。

從圖7可看出，在PEFWS系統延遲60s投入時，二次側冷卻器冷卻水箱在1 800s時水位降低到3.7m，水位降低了約1m，此時水箱中的換熱器已部分裸露，此后冷卻水箱的冷卻作用將有所減小。

總之，從上述結果可看出，在發生全廠斷電事故時，CPR1000依靠二次側PEFWS可建立穩定的一回路自然循環流量（圖4b），將堆芯衰變熱有效地帶走，同時一回路系統壓力下降到4MPa，一回路冷卻劑溫度降低到230℃左右（圖5a、b）。該二次側PEFWS設計的主要目的是可在發生事故時及時向蒸汽發生器補水，維持蒸汽發生器的水位在一定水平，同時該系統還可在事故初期及時將堆芯衰變熱帶走。

5 結論

利用RELAP5／MOD3.4程序對CPR1000一回路系統和二次側非能動系統進行整體建模，分析了全廠斷電事故下一、二次側主要參數的瞬態熱工水力特性隨時間的變化，驗證了CPR1000PEFWS對事故的緩解能力。計算結果表明：CPR1000在發生全廠斷電事故后，PEFWS完全可及時向蒸汽發生器補水，維持蒸汽發生器水位，同時導出堆芯余熱，保證反應堆處于安全狀態，從而驗證CPR1000PEFWS的設計是成功的。

［1]MUNTHER R.Gravity driven emergency core cooling experiments with the PACTEL facility［C］∥Proceedings of an Advisory Group Meeting.［S.l.］：［s.n.］，1996，357：219－230.

［2]林誠格.非能動安全先進核電廠AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008.

［3]陳濟東.大亞灣核電站系統及運行［M］.北京：原子能出版社，1994.

［4]廣東核電培訓中心.900MW壓水堆核電站系統與設備［M］.北京：原子能出版社，2004.