AP1000核電廠應對全廠斷電事故的穩壓器防滿溢對策研究

劉 展，王 喆，張國勝，秦慧敏

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

2011年3月，日本發生由地震和海嘯引發的福島核事故。福島核事故中，因全廠斷電(喪失廠內外電源)導致實施堆芯冷卻的設備和部件失效，長時間喪失熱阱，只得暫時依靠安全閥或放氣閥，通過喪失主回路系統冷卻劑的方式帶走部分衰變熱。但此舉實際效果有限，堆芯升溫引發鋯水反應并產生大量氫氣，最終引發氫氣爆炸。

本工作假想AP1000核電廠發生類似于福島核事故的全廠斷電事故，核電廠喪失蒸汽發生器(SG)二次側熱阱(在SG水裝量耗盡后)，只能通過非能動余熱排出系統(PRHRS)帶走反應堆堆芯衰變熱。若在較長時間內反應堆堆芯產熱(衰變熱)與PRHRS的帶熱能力不相匹配，將會引起穩壓器滿溢，通過穩壓器安全閥排放液體冷卻劑，這將使事故升級(由Ⅱ類工況演變為Ⅲ類工況的小破口LOCA)，由此，將不能滿足事故驗收準則的要求，還有可能引起反應堆堆芯裸露。此外。在事故期間，堆芯補水箱(CMT)的冷水注入反應堆堆芯將會引起冷卻劑膨脹，穩壓器滿溢的風險將會進一步增大。

基于上述假設，本文研究AP1000核電廠在類似日本福島核事故工況下事故是否升級，出現穩壓器滿溢，并導致放射性冷卻劑外泄。

1 分析程序和主要假設

1.1 分析程序

應用LOFTRAN程序15.0.0版本[1]模擬AP1000核電廠在全廠斷電事故下的核電廠響應。該程序可模擬中子動力學、反應堆冷卻劑系統(RCS，包括自然循環)、穩壓器、蒸汽發生器和給水系統，包括詳細地模擬電廠控制系統和保護系統。

1.2 主要假設

AP1000核電廠在喪失正常給水事故下，因全廠斷電引起反應堆冷卻劑泵停運、汽輪機停機，同時，假設堆芯補水箱投入并觸發PRHRS投入。該事故分析的主要假設條件為：喪失正常給水；反應堆停堆；汽輪機停機；反應堆冷卻劑泵停運；CMT投入(CMT投入運行將會引起反應堆冷卻劑系統膨脹更嚴重，保守假設其同時投入)；PRHRS投入。

2 全廠斷電事故分析

基于主要假設，對類似于日本福島核事故的全廠斷電事故進行分析研究。圖1示出該事故下穩壓器水容積的變化。

圖1 基準工況下穩壓器水容積的變化

全廠斷電發生后，反應堆停堆，與此同時汽輪機停機，引起SG二次側熱阱暫時喪失，只能通過SG安全閥和PRHRS帶走反應堆堆芯衰變熱。由于全廠斷電引起反應堆冷卻劑泵停運，PRHRS熱交換器的熱移出能力大幅降低(僅通過自然循環帶走熱量)，事故初期，其換熱能力遠小于反應堆堆芯衰變熱，故RCS將快速升溫升壓，穩壓器水裝量也將相應上升。此外，保守考慮CMT在事故初期就投入，使得RCS膨脹更嚴重，最終在反應堆堆芯衰變熱與PRHRS熱交換器的帶熱能力匹配之前，穩壓器已滿溢。圖1計算結果也表明，在約3 500 s時，穩壓器發生滿溢。

若不考慮操縱員干預，在全廠斷電事故工況下，AP1000核電廠將在約1 h后達到穩壓器滿溢，引起RCS水裝量流失，它將增大反應堆堆芯裸露的風險，由此將會增大安全殼內的放射性水平，并增大向環境釋放大量放射物質的可能性。

因此，為防止AP1000核電廠在此事故工況下發生穩壓器滿溢，需進行相關的防止穩壓器滿溢的對策研究。

3 防止穩壓器滿溢的對策研究

基于上述分析，AP1000核電廠在全廠斷電事故工況且不考慮操縱員干預的情況下，將會發生穩壓器滿溢。因此，應采取合理對策避免或緩解核電廠由穩壓器滿溢引起的不利影響(包括可能的事故升級及增加安全殼內的放射性等)。

3.1 PRHRS能力

在此事故下，核電廠因全廠斷電，將很快引起反應堆冷卻劑泵停運，PRHRS的熱交換器只能依靠自然循環將反應堆堆芯衰變熱傳至安全殼內置換料水箱(IRWST)內的水中。此外，IRWST背壓取安全殼設計壓力(IRWST背壓越大，PRHRS的能力越弱，對結果越保守)，因此，事故初期，PRHRS熱交換器的能力遠小于反應堆堆芯衰變熱的水平(圖2)，且CMT冷水的注入也會使PRHRS的換熱能力有所減弱，故為防止穩壓器發生滿溢，可由增加PRHRS的帶熱能力來實現。增大PRHRS的傳熱面積(通過增加傳熱管數目和傳熱管長度來實現)或降低PRHRS循環回路的壓降可有效地增強其換熱能力，使PRHRS的傳熱能力與反應堆堆芯衰變熱較早地匹配，最終達到防止穩壓器滿溢的目的。

圖2 PRHRS傳熱率和堆芯功率

若PRHRS的傳熱面積增大約30%，在約21 500 s，可使PRHRS與反應堆堆芯衰變熱匹配(提前約4 000 s)，最終可避免穩壓器滿溢。圖3示出該事故下穩壓器水容積的變化。圖3表明，增強PRHRS的傳熱能力有利于防止穩壓器滿溢。

圖4示出PRHRS不同傳熱面積的敏感性分析。圖4表明，PRHRS的傳熱面積越大，越有利于防止穩壓器發生滿溢。但傳熱面積增大同時會帶來設備變大的弊端，因此，從安全裕度和簡化設備兩方面考慮，建議PRHRS的傳熱面積增加約35%～40%較為合適。

圖3 傳熱面積增大約30%時穩壓器水容積隨時間的變化

圖4 不同傳熱面積下穩壓器水容積隨時間的變化

3.2 安全殼背壓迭代計算

在全廠斷電事故工況下，安全殼內并未發生RCS破口事故，因此質量和能量釋放較少，主要通過PRHRS的熱交換器加熱IRWST內的水而使其達到沸騰產生質能釋放，3.1節中IRWST背壓(即安全殼壓力)取其設計壓力過于保守，在實際分析中可結合W-GOTHIC程序迭代計算并考慮一定的保守性，對防止穩壓器滿溢有較大好處。IRWST的壓力越高，其中的冷卻劑沸騰得就越晚，只能通過其冷卻劑溫度升高的顯熱增加帶走PRHRS換熱的能量，與IRWST內冷卻劑沸騰引起的潛熱相比，其帶走的熱量較小，故安全殼背壓通過迭代的方式取合理的保守值，在一定程度上可緩解或防止穩壓器發生滿溢。具體而言，基于3.1節，若IRWST背壓降低0.1 MPa，穩壓器最大水容積將會減小約3 m3，由此距穩壓器滿溢的裕度將會增大約5%。

3.3 增大穩壓器容積

引起穩壓器滿溢的原因之一是穩壓器自由容積較小，它將導致穩壓器容納RCS冷卻劑膨脹的體積較小，因此，本研究僅考慮增大穩壓器容積防止穩壓器滿溢。在PRHRS帶熱與反應堆堆芯衰變熱匹配前，RCS內的冷卻劑將會繼續膨脹，引起RCS體積增加，穩壓器水容積上升。通過系統程序分析，穩壓器自由容積增加約35%以上，可有效避免全廠斷電事故期間穩壓器發生滿溢。因此，穩壓器容積需增大當前總容積的約35%。

此外，CMT不僅容積較大且冷卻劑溫度與安全殼內的溫度基本一致，瞬態過程中其冷水注入反應堆堆芯極大地增加了反應堆冷卻劑系統的膨脹，因此，通過增設CMT隔離信號(如穩壓器高水位信號觸發隔離CMT)，將降低后期CMT注入反應堆堆芯較冷的冷卻劑的質量，使得反應堆冷卻劑系統膨脹有一定的降低，由此可為防止穩壓器滿溢起到緩解作用。

4 結論

通過以上分析和有關防止穩壓器滿溢對策研究，可得到如下結論。

1) 在與日本福島核事故相似的全廠斷電事故下，AP1000核電廠在喪失正常給水且不考慮操縱員干預的情況下，將會引起穩壓器滿溢，該事故將會升級為RCS破口事故，它將大幅增大安全殼內的放射性水平。

2) 在此事故下，可通過以下措施避免或緩解穩壓器滿溢：增大PRHRS熱交換器的傳熱面積，可防止穩壓器滿溢；合理降低IRWST的背壓，可增大達到穩壓器滿溢的裕度，有效地緩解穩壓器滿溢；增大穩壓器的容積，可防止穩壓器滿溢。此外，增設CMT隔離信號(穩壓器高水位信號)，也可有效緩解在該事故下穩壓器滿溢。

針對AP1000核電廠在全廠斷電事故工況進行防止穩壓器滿溢的對策研究，其結果可用于指導核電廠設計，并為事故分析提供指導。

參考文獻：

[1] Westinghouse Electric Company. LOFTRAN code description and user’s manual, WCAP-7878[R]. USA: Westinghouse Electric Company, 2005.