AP1000核電廠RELAP5SB－LOCA分析模式建立與應用

林支康，殷煜皓，梁國興

（上海交通大學核科學與工程學院，上海 200240）

與傳統的二代核電技術壓水堆不同，AP1000核能系統采用了第三代核電技術的非能動冷卻系統，可以在設計基準事故下提供應急堆芯冷卻，堆芯的安全性將大大提高。采用非能動冷卻技術，一旦核電廠在發生失水事故（LOCA），系統的堆芯補水箱（CMT）、蓄壓安注箱（ACC）、安全殼內置換料水箱（IRWST）以及安全殼再循環水都可以立即向反應堆冷卻系統注水。特別是設計中采用了自動降壓系統（ADS）和非能動余熱排出系統（PRHRHX），一旦發生小破口失水事故（SBLOCA），隨著反應堆冷卻劑系統從破口和ADS降壓，冷卻劑可以通過堆芯補水箱和蓄壓安注箱添加到反應堆壓力容器中；當系統降壓到IRWST系統注入壓力時，IRWST中的水將不斷地注入反應堆堆芯，讓堆芯保持在長期冷卻狀態。由于自動降壓系統可以實現反應堆冷卻系統的快速降壓，因此IRWST可以依靠自身的重力注水，對堆芯實現長期的冷卻。本文將采用分析程序RELAP5［1］建立AP1000的失水事故分析模式，并用這個模式對AP1000發生小破口失水事故后系統的特性進行分析，分析破口面積和功率提升對事故嚴重性的影響。

1 模式的建立

本文利用RELAP5最佳估算程式，對AP1000核電廠發生SBLOCA后的運行建立模型，目的是分析系統中壓力容器（RPV）、蒸汽發生器（SG）、反應堆冷卻劑泵（RCP）、穩壓器及主管道等重要部件的核蒸汽供應系統（NSSS）；為了方便分析，二次側與安全殼則進行了必要的簡化。同時，為了模擬SB－LOCA，還根據US Westinghouse公司的AP1000設計文件DCD［2］對非能動安全系統，如非能動堆芯冷卻系統（PXS）、非能動余熱導出換熱器（PRHR－HX）及反應堆停堆保護系統進行了模擬；重要建模數據包括幾何數據、控制邏輯、初始條件以及邊界條件等。

堆芯的節點劃分對包殼峰值溫度影響比較大，因此對堆芯區域的水力部件和熱構件進行了詳細的劃分，堆芯水力部件被分成熱通道（hot channel）和平均通道（average channel）兩部分，并且在兩者之間加橫向通道（cross flow junction），使之能相互流動，其中平均通道和熱通道軸向均劃分為10個節點。在熱構件中，堆芯被分為三部分：最熱棒（hot rod），最熱棒束（hot bundle）和平均棒束（average bundle）。前兩者對應的水力部件是熱通道，后者對應的水力部件是平均通道。AP1000核電廠RELAP5節點劃分如圖1所示。

2 模式的校驗

模式的校驗，采用US Westinghouse公司NOTRUMP［3］分析模式的小破口（SBLOCA）事故分析結果進行對比。為了讓對比結果更準確，在SBLO－CA發生前先要進行相應的穩態調試，確保計算條件穩定并且已達到期望的初始條件。在計算條件穩定后，開始進行動態分析，對事故現象以及非能動安全系統的行為進行研究。在分析時，電廠初始狀態的設定值與西屋公司NOTRUMP程式采用的包絡電廠運行狀態設置一致。分析涉及的重要狀態參數，包括主泵冷卻劑流量、反應堆冷卻劑平均溫度（Tavg）、功率分布（包括功率峰值因子FQ和焓升熱管因子FΔH）、穩壓器壓力和穩壓器水位等。經過200s穩態運行后，模式進入了預期的狀態，運行穩定值的校驗結果見表1；破口發生后的主要參數變化與Westinghouse公司NOTRUMP程式分析結果的對比結果見圖2至圖7。

表1 穩態運行值與NOTRUMP程序運行值比較表

圖1 AP1000—回路模型的節點

圖2 SBLOCA包殼峰值溫度

圖3 SBLOCA穩壓器的壓力變化

圖4 CMT注水流量

圖5 ACC注水流量

圖6 IRWST注水流量

圖7 系統水和壓力容器內水裝量變化

可以看出，本文采用的模式所進行的分析結果，在時間和數量上與西屋公司模擬出的結果相當一致；由于DCD中并未有SBLOCA PCT的計算趨勢圖，而僅記有PCT之峰值為1 016.5K，該值和圖2RELAP5所計算之PCT峰值相當接近。

3 模式計算結果的分析

利用模式計算結果可以分析AP1000發生SBLOCA后，系統特性受到的影響，也可以對破口大小對事故嚴重性的影響進行定量的分析，還可以對事故發生后功率提升與包殼的溫度的關系進行定量分析。

3.1 設計特性分析

AP1000采用了與傳統PWR不同的特殊設計。采用這種設計，一旦發生SB－LOCA，由于一回路系統的壓力下降相對較慢，特殊設計的ADS自動降壓系統可以保證系統泄壓和確保安注系統重力補水動作，將小破口失水事故下的一回路系統壓力降到IRWST注水壓力，從而使IRWST能夠依靠自身重力向堆芯提供長期冷卻水。

在AP1000的系統設計中，自動降壓系統（ADS）共分4級，由連接在穩壓器和熱管段上的一系列閥門組成，向反應堆冷卻劑系統提供分階段的降壓，其中第1到第3級連接在穩壓器頂端，并與IRWST相連接，排氣經各自的卸壓噴頭［4］（鼓泡器）被IRWST中的水冷凝。ADS的第4級連接在熱管段上，卸壓閥采用結構十分簡單，控制和動作原理也采用簡單的爆破閥。由于ADS的閥口徑較大，因此可以從RCS壓力邊界直接向安全殼的環路隔間卸壓。

AP1000采用了創新的自動降壓系統，利用RELAP5LOCA分析模式對自動降壓系統對小破口失水事故的影響進行分析。分析結果表明：當破口直徑為7.62cm時，如果4級ADS都失效不能開啟，那么一回路系統的壓力下降就會變慢，ACC和CMT的注水時間推遲，雖然出現了7.62cm破口，但是這樣大小破口帶來的泄壓并不能使一回路系統壓力下降到IRWST的注水壓力，這樣IRWST不能保證向堆芯提供長期冷卻水。計算結果還表明，在事故發生后17 500s內，壓力容器中的水位無法有效覆蓋燃料，燃料包殼溫度將迅速升高。ADS正常動作與失效時的包殼峰值溫度比較，結果如圖8。可以看到，ADS的失效導致的系統壓力下降明顯要慢，導致ACC注水和CMT注水往后推遲（圖9）。由圖10可以看出，ADS失效后，由于IRWST沒有提供長期的冷卻水，使壓力容器內的水位比ADS正常時的水位要低很多，導致堆芯裸露。分析結果進一步顯示，至少需維持1—3級ADS正常功能，IRWST才能在SBLOCA中提供有效重力補水（圖11）。

圖8 ADS失效與正常時PCT的比較

圖9 ADS失效與正常時穩壓器壓力的比較

圖10 壓力容器內水位變化圖

圖11 IRWST在ADS維持1—3級的注水流量

3.2 破口大小對事故嚴重性的影響

在AP1000堆型的安全設計中，面積小于0.093m2破口稱為小破口［5］。在小破口失水事故中，破口的大小會影響一回路系統的泄壓速率和冷卻劑的噴射速率，進而影響到安注系統的動作，特別是影響到ACC和IRWST的注水時間，進而影響到壓力容器內的水量，影響到包殼的溫度，甚至燒毀燃料包殼。

包殼的溫度可以作為事故嚴重程度的度量，利用RELAP5模式對破口大小事故的嚴重性進行分析，破口的大小對包殼的溫度（PCT）的影響，分析結果如圖12所示。

圖12 包殼峰值溫度隨破口面積的變化

從圖12中可以看出，在小破口失水事故工況下，包殼峰值溫度隨著破口變大而升高，并且破口面積每增加122.6cm2時（5%管道面積），PCT溫度上升約36K。

3.3 事故發生后功率提升與包殼溫度的關系

AP1000堆型發生小破口失水事故后，功率提升也會造成PCT上升。假定AP1000堆型發生破口當量直徑為25.4cm的失水事故，利用模式對功率提升與PCT的關系進行分析，結果如圖13所示。

圖13 包殼峰值溫度隨功率提升的變化關系

從圖13中可以看出，SBLOCA發生后包殼峰值溫度與功率提升，接近線性關系，功率每增加5%，PCT上升約42.26K。

4 結論

本文根據西屋公司的設計文件建立了AP1000核電廠的RELAP5SB－LOCA分析模式，通過與西屋公司的NOTRUMP分析模式的對比，驗證了采用RELAP5分析模式模擬AP1000核電廠小破口事故的準確性。

利用RELAP5SB－LOCA分析模式對AP1000的系統設計特性進行分析，結果發現，當AP1000核電廠發生SBLOCA，并且破口直徑在7.62cm時，自動降壓系統（ADS）至少要保證1—3級維持正常動作。否則，一回路系統中的壓力下降速率較慢，不能下降到IRWST的注水壓力，在17 500s之內堆芯中的水位無法有效覆蓋燃料。

計算結果還表明，在小破口失水事故后，破口面積越大，包殼的峰值溫度會越高，破口面積每增加5%的管道面積，PCT溫度上升約36K；當量直徑為25.4cm時，每增加5%功率，PCT上升約42.26K。

［1］RELAP5／MOD3.3，2001［R］／／Code Manual Volume 1：Code Structure，System Models，and Solution Methods NUREG／CR－5535.

［2］Westinghouse Electric Company LLC.AP1000TMDesign Control Document，Revision 17［R］／／US：Westinghouse Electric Company，2008：Tier 2Material 15.6－29－15.6－263

［3］Lewis D.Thorson.NOTRUMP，An Updated Version of TRUMP［R］／／.U.S.：USNRC UCID－18682.1980－9－29

［4］K.B.Welter and S.M.Bajorek.APEX－AP1000Confirmatory Testing To Support AP1000Design Certification（nonproprietary）［C］／／U.S.Nuclear Regulatory Commission.August 2005

［5］Accident Analysis For Nuclear Power Plants With Pressurized Water Reactors.Safety Reports Series NO.30［R］／／International Atomic Energy Agency，Vienna，2003