典型核電廠雙相停堆工況LOCA緩解措施對比研究

孫 婧，郭 強

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

核電廠在低功率與停堆工況運行下，許多專設安全設施觸發信號已閉鎖，一些安全系統及設備已退出運行，核電廠預防及緩解事故的能力存在被削弱的可能。因此，低功率與停堆工況下的事故分析對核電廠安全性研究具有特殊意義。雙相中間停堆工況是核電廠停堆工況的一種，該工況下反應堆已停堆，處于次臨界，安全棒插入下限位，一回路滿水，穩壓器在雙相狀態，但余熱功率仍處于相對較高的水平。安注信號因為P11和P12允許信號閉鎖［1］，對于需要安注注入緩解的事故，核電廠的預防緩解能力下降。

VVER-1000型反應堆為引進俄羅斯設計堆型，其核電廠各系統設備與國產核電廠差異較大。本文選取VVER-1000和二代國產兩環路堆型，對雙相停堆工況下一回路冷段發生等效直徑為10～100mm 的破口失水事故（LOCA）后，高壓安注失效、操縱員快速降溫、降壓的事故序列進行計算研究。

1 事故簡述

核電廠在雙相中間停堆工況時，一回路滿水，穩壓器處于雙相狀態，主泵在運行，汽輪機停運，堆芯熱量通過蒸汽發生器二次側大氣釋放閥帶出［2］。雙相中間停堆工況下，核電廠發生一回路冷段10～100mm LOCA 后，冷卻劑從破口流失，一回路系統壓力下降，下降的速率主要取決于破口尺寸［3］。若假設高壓安注失效，對于最大的破口，一回路壓力可很快降到安注箱、甚至低壓安注投入條件，隨著安注水的注入，堆芯液位回升，燃料包殼在升溫損壞之前得到有效冷卻，堆芯不會受損。對于最小的破口，一回路壓力下降緩慢，冷卻劑喪失也較緩，很長時間內堆芯不會裸露損傷。對于某些中間尺寸破口情況，由于破口較大，一回路冷卻劑很快喪失，這時安注水還來不及補充喪失的冷卻劑，堆芯液位未回復，燃料包殼溫度可能迅速上升，并超過驗收準則限值，堆芯受損。

隨著一回路的升溫和壓力下降，飽和裕度逐漸下降，當符合條件時，主泵停運以便暫時緩解冷卻劑更大量的從破口流出。由于事故序列假設高壓安注失效，需要操縱員根據規程手動打開二次側大氣釋放閥，使一回路快速冷卻，一回路降溫的同時壓力也隨之迅速下降，從而使安注箱、低壓安注及時注入，迅速補充喪失的冷卻劑，恢復堆芯液位，以保證堆芯不會受損。

根據以上事故進程的分析可看出，停泵時間、安注注入時間、安注注入流量及大氣釋放閥流量均直接影響操縱員可實施緩解措施的時間。此外，計算時還要對破口譜進行計算搜索，找到燃料包殼溫度最快達到限值的破口尺寸，從而得到操縱員執行緩解措施所需的最短時間窗口，用以作為衡量核電廠在事故條件下安全性的重要指標。

2 計算模型

本文使用RELAP5／MOD3.4程序進行熱工水力分析。RELAP5 程序是美國愛達荷國家 工 程 實 驗 室（Idaho National Engineering Laboratory，INEL）于20世紀80年代開發的、專門用于核電廠事故分析的大型熱工水力最佳估算程序，可用于事故瞬態和LOCA 的計算分析，是目前最常用的核電廠系統熱工水力分析程序之一［4］。本文針對VVER-1000和兩環路核電廠的反應堆冷卻劑系統、二回路系統、專設安全設施和一回路輔助系統分別建模。

根據ASME 于2001年頒發的“用于核電廠的概率安全分析標準”中關于壓水堆堆芯損傷的判據定義，本文應用RELAP5建模，堆芯模型均采用平均棒模型，熱工水力計算使用的驗收準則為燃料包殼溫度不超過982 ℃。

雙相停堆工況包含了反應堆正常停堆過程從熱停堆結束到余熱排出系統（RRA）接入階段，或者反應堆啟堆過程從RRA 剛隔離到進入熱停堆階段。VVER-1000的一回路壓力在1.9～15.6MPa之間，冷卻劑平均溫度在150～280 ℃之間；二代國產兩環路核電廠的一回路壓力在3.0～13.8 MPa（P11）之間，冷卻劑平均溫度在160～284 ℃（P12）之間。根據兩種核電廠的現實工況，應用RELAP5程序建模，考慮保守假設，對計算模型進行了穩態調試，計算結果列于表1、2。由表1、2 可見，調試計算值與設計值的相對誤差在1%以內，可以認為程序模擬的計算值是合理、可用的。

參數 設計值 調試計算值 相對誤差／%堆芯衰變熱功率，MW 29.91 29.91 0一回路壓力，MPa 15.6 15.6 0冷卻劑平均溫度，℃ 280 279.43 0.2穩壓器水位，m 5.10 5.09 0.2

參數 設計值 調試計算值 相對誤差／%堆芯衰變熱功率，MW 14.15 14.15 0一回路壓力，MPa 13.8 13.8 0冷卻劑平均溫度，℃ 284 284 0穩壓器水位，m 3.45 3.44 0.3

VVER-1000和兩環路核電廠在專設安全設施的設計容量、觸發信號等方面存在諸多差異，據此給出計算中的假設條件（表3）。

針對要分析的LOCA 序列，對比VVER-1000和國產兩環路核電廠的系統設計可發現：VVER-1000安注箱及低壓安注壓頭較高，容量較大；VVER-1000主泵為根據信號自動停運，兩環路堆型為手動停運；VVER-1000的大氣釋放閥全開時的排放容量相對較大。

假設條件VVER-1000 兩環路核電廠冷段10～100mm 破口 零時刻 零時刻主泵切除信號 一回路冷段飽和裕度低于15 ℃ 堆芯出口飽和裕度小于10 ℃延時180s主泵停運安注信號 一回路飽和裕度低于10 ℃時觸發安注信號，安注泵延時30s啟動事件P11和P12閉鎖，安注自動啟動信號，“穩壓器壓力低-低”信號不再自動觸發安注，高壓安注需由操縱員根據規程手動啟動高壓安注 假設失效 假設失效安注箱 一回路壓力低于5.9 MPa［5］ 一回路壓力低于4.2 MPa低壓安注 一回路壓力低于2.5 MPa［5］ 一回路壓力低于1.5 MPa快速冷卻 打開1臺大氣釋放閥BRU-A，閥全開蒸汽流量為250kg／s［5］打開1臺大氣釋放閥GCT-A，閥全開蒸汽流量為90kg／s

3 計算過程

在進行事故序列計算時，首先要對破口譜進行計算搜索，找到燃料包殼溫度最快達到限值的破口尺寸，進而針對該破口尺寸分析計算操縱員執行緩解措施所需的最短時間窗口。

3.1 VVER-1000破口尺寸搜索及緩解措施計算

VVER-1000的敏感破口搜索結果列于表4，敏感破口尺寸為55mm。從表4可看出，當破口等效直徑小于或等于55mm 時，如果操縱員不及時實施快速降溫、降壓操作，冷卻劑將不斷流失，堆芯液位下降，堆芯裸露，進而導致燃料包殼溫度超過982 ℃的限值，堆芯受損。針對55mm 的破口失水事故進行時間窗口計算，得到的包殼峰值溫度隨事故進程的變化，如圖1所示。分別計算了操縱員3 300、3 600、3 900、4 500、4 800s實施快速降溫、降壓操作的工況。經過分析，對于55 mm 破口失水事故，選擇3 900s作為需要操縱員執行緩解措施操作的最短時間窗口。操縱員在3 900s內執行干預操作，燃料包殼溫度峰值溫度為650℃，小于982℃溫度限值，可以確保堆芯不會受損。

不同破口等效直徑（mm）下的時間／s 10 25 40 55 60 100一回路冷段小破口（10～100mm） 0 0 0 0 0 0 4臺主泵切除 3 122 522 199 110 94 38安注信號 3 123 527 201 111 94 38 1臺中壓安注箱投運 未達到1） 8 072 3 092 1 521 2 149 119 1列低壓安注投運 未達到 未達到 未達到 4 686 4 046 654燃料包殼峰值溫度超過982 ℃ 未超過2） 16 293 6 686 4 628 未超過 未超過計算結束事件17 000 17 000 7 000 5 000 5 000 2 000

3.2 兩環路核電廠破口尺寸搜索及緩解措施計算

兩環路核電廠的敏感破口搜索結果列于表5，敏感破口尺寸為60mm。從表5可看出，當破口等效直徑小于或等于60mm 時，如操縱員不及時實施快速降溫、降壓操作，冷卻劑將不斷流失，堆芯液位下降，堆芯裸露，進而導致燃料包殼溫度超過982 ℃的限值，堆芯受損。針對兩環路60mm 破口，運用和VVER-1000計算相同的時間窗口選取方法，得到操縱員最短操作時間窗口為1 800s。操縱員在1 800s執行干預操作，燃料包殼峰值溫度為894℃，可確保堆芯不會受損，燃料包殼峰值溫度隨事故進程的變化如圖2中曲線1所示。

圖1 VVER-1000燃料包殼峰值溫度Fig.1 Fuel peak cladding temperature of VVER-1000

不同破口等效直徑（mm）下的時間／s 10 25 40 55 60 65 100一回路冷段破口 0 0 0 0 0 0 0堆芯出口飽和裕度＜10 ℃ 1 814 276 107 57 48 41 19主泵停運 1 994 456 287 237 228 221 199 1臺中壓安注箱投運 未達到 未達到 4 381 2 032 1 675 1 445 580燃料包殼最高溫度超過982 ℃ 未超過 10 680 4 263 2 502 2 235 未超過 未超過1列低壓安注投運 未達到 未達到 未達到 未達到 3 966 2 415 830計算結束事件15 000 12 000 4 500 3 500 5 000 5 000 5 000

圖2 兩環路核電廠燃料包殼峰值溫度Fig.2 Fuel peak cladding temperature of two-loop NPP

3.3 兩種核電廠對比計算研究

比較兩種核電廠的計算結果可看出，兩環路核電廠最短時間窗口為1 800 s，小于VVER-1000的3 900s，且兩環路核電廠燃料包殼峰值溫度為894 ℃，高于VVER-1000 的706 ℃，相對于982 ℃的限值溫度裕量較小。VVER-1000與兩環路核電廠的計算結果有較大差異，這與其整體系統設計和設備容量有關，也和系統信號、管理規程有關。為了探討將VVER-1000設計理念應用于指導自主堆型和新堆研發的可能思路，本文對事故序列進行了再次計算。主要方法是參照表3中“主泵切除信號、安注箱投入壓力、低壓安注投入壓力、快速冷卻閥門開度”等幾項設計特征，將VVER-1000的參數設置代入兩環路核電廠的計算模型。由于安注投入條件改變，需對破口譜再搜索敏感破口尺寸，破口尺寸再搜索計算結果列于表6，燃料包殼峰值溫度的計算結果如圖2中曲線2所示。

兩環路核電廠在新的假設條件下，重新搜索敏感破口尺寸為40mm，操縱員干預的時間窗口為4 000s，與原有設計條件下的1 800s相比，操縱員有了更充裕的判斷和操作時間。分析其原因，主要有：1）增加主泵自動切除信號，可盡快停泵，減小破口冷卻劑喪失速度，從而延遲堆芯裸露時間；2）較高的安注箱、低壓安注注入壓力，對于一回路LOCA 可更早的投入安注，意味著能夠向一回路更及時的補充冷卻劑，并冷卻堆芯，從而使得事故后果更為有利；3）增加大氣釋放閥的容量，能夠更快速地冷卻一回路，從圖2可看出燃料包殼溫度下降速度更快。

不同破口等效直徑（mm）下的時間／s 10 25 35 40 45 100一回路冷段破口 0 0 0 0 0 0主泵停運 1 756 248 124 95 75 17 1臺中壓安注箱投運 未達到 未達到 5 052 3 581 2 659 464燃料包殼最高溫度超過982 ℃ 未超過 未超過 5 448 4 443 未超過 未超過1列低壓安注投運 未達到 未達到 未達到 未達到 5 345 666計算結束事件12 000 12 000 6 000 5 000 5 000 5 000

4 小結

本文通過對比計算兩種堆型典型事故序列的發展進程發現，對于10～100 mm LOCA疊加高壓安注失效事故，提早停泵時間，適當提高安注箱和低壓安注的投入整定值，增大GCT-A 的容量，可有助于延長操縱員反應和操作時間，從而提高核電廠運行的安全性。通過參考VVER-1000 的部分設計參數和整定值，對二代國產兩環路核電廠的改進思路進行了探討，并再次進行了事故分析，計算表明時間窗口得到有效延長，即操縱員判斷和應對的時間增加，這種改進思路可為未來堆型安全性設計提供有益參考。

［1］ 臧希年，申世飛.核電廠系統及設備［M］.北京：清華大學出版社，2003.

［2］ 黃厚坤，張輝.900 MW 壓水堆核電站系統與設備［M］.北京：原子能出版社，2006.

［3］ 濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策［M］.北京：原子能出版社，1995.

［4］ REPLAP5／MOD3.3code manual［M］.Maryland：ISL，2002.

［5］ 蔣國元.WWER-1000 核電廠設備與系統［M］.北京：原子能出版社，2009.