田灣核電站長(zhǎng)周期換料冷卻劑流量喪失事故分析

姚進(jìn)國(guó)，王 汗，董 超，李寶庫(kù)，葉劉鎖

(中國(guó)核電江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

隸屬于中國(guó)核電旗下的田灣核電站一期工程由兩臺(tái)100萬(wàn)千瓦核電機(jī)組組成，采用俄羅斯AES-91型，即WWER-1000/428型反應(yīng)堆裝置，是基于WWER-1000/320型系列核電機(jī)組的設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)為基礎(chǔ)，并吸取壓水堆(PWR)的改進(jìn)技術(shù)而完成的改進(jìn)型四環(huán)路壓水堆。

田灣核電站在借鑒俄羅斯巴拉科夫核電站實(shí)施18個(gè)月?lián)Q料周期的經(jīng)驗(yàn)基礎(chǔ)上，采用TVS-2M型高性能燃料組件，以延長(zhǎng)換料循環(huán)周期、提高機(jī)組負(fù)荷因子、提高電站的經(jīng)濟(jì)效益，并于2014年第8燃料循環(huán)開始向18個(gè)月?lián)Q料的長(zhǎng)周期燃料循環(huán)過(guò)渡。鑒于堆芯裝載的變化導(dǎo)致堆芯中子學(xué)參數(shù)發(fā)生較大變化，對(duì)最終安全分析報(bào)告中事故分析進(jìn)行了重新分析。

失流事故是指在一回路中由于冷卻系統(tǒng)故障，造成堆芯流量部分減少或完全中斷的事故[1]。故障造成的原因可能是1個(gè)或多個(gè)冷卻劑泵破壞或回路閥門故障，使堆芯入口壓力下降，進(jìn)而引起流量減少；另一種原因是由于堆內(nèi)燃料元件或其他部件破壞或殘?jiān)逊e，致使堆芯有效流道截面縮小或流動(dòng)阻力增加，進(jìn)而造成部分流量的喪失[2]。由于反應(yīng)堆在接到失流信號(hào)后將立即停閉，應(yīng)急電源的投入，主泵的惰轉(zhuǎn)，以及冷卻劑自然循環(huán)，足以防止失流事故出現(xiàn)時(shí)燃料元件的燒毀。

田灣核電站失流事故分析包括：全部或部分反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)、核電廠非應(yīng)急交流電喪失、冷卻劑泵卡軸或斷軸事故，其中最嚴(yán)重的是冷卻劑泵卡軸事故。這類事故工況的主要特點(diǎn)是一回路冷卻劑流量降低，一回路壓力、溫度升高，DNBR減小，汽輪機(jī)截止閥關(guān)閉以及二回路壓力升高等。本文介紹失流事故分析的主要假設(shè)和分析方法，采用瞬態(tài)計(jì)算程序DINAMIKA-97計(jì)算分析失流事故。

1 計(jì)算方法及假設(shè)

事故分析采用從俄羅斯引進(jìn)的熱工水力瞬態(tài)計(jì)算程序DINAMIKA-97，該程序用于WWER型壓水堆瞬態(tài)和事故工況下一回路冷卻劑和蒸汽發(fā)生器熱工水力參數(shù)的計(jì)算分析。程序可計(jì)算多種非穩(wěn)態(tài)工況，如主泵工作異常、汽輪發(fā)電機(jī)負(fù)荷變化、給水供應(yīng)系統(tǒng)異常、反應(yīng)堆控制和保護(hù)系統(tǒng)及其他調(diào)節(jié)系統(tǒng)異常、二回路蒸汽管道破裂、蒸汽發(fā)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。

程序可模擬核電廠的主要部件包括反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵、主循環(huán)管道、堆芯應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)、控制和聯(lián)鎖系統(tǒng)等。反應(yīng)堆由堆芯、收集腔和壓力腔組成。冷卻劑環(huán)路包括主管道、蒸汽發(fā)生器、主泵。環(huán)路的熱段與收集腔連接，冷段與壓力腔連接。其中一個(gè)環(huán)路(在程序中為1號(hào)環(huán)路)總是被單獨(dú)分離出來(lái)，因?yàn)檫@一環(huán)路的熱段與穩(wěn)壓器相連。向穩(wěn)壓器蒸汽空間注射冷卻劑的管道可與任意環(huán)路的冷段相連。來(lái)自ECCS的水可供向收集腔、壓力腔和環(huán)路管道。計(jì)算模型最多允許考慮4個(gè)具有不同邊界條件的計(jì)算環(huán)路(假設(shè)所有環(huán)路的幾何特性都相同)。將計(jì)算環(huán)路劃分成一定數(shù)量的控制體，單個(gè)控制體內(nèi)的冷卻劑參數(shù)都相同。每個(gè)環(huán)路最多可分為22個(gè)控制體，其中10個(gè)用于SG傳熱管。堆芯最多可劃分為5個(gè)通道，其中一個(gè)通道模擬旁流(無(wú)燃料棒的通道)。在通道高度上最多劃分為12個(gè)控制體，其中10個(gè)用于加熱部分。程序模擬計(jì)算的一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖示于圖1[3]。

冷卻劑參數(shù)采用一維近似連續(xù)方程、動(dòng)量方程和能量方程計(jì)算。反應(yīng)堆功率采用6組緩發(fā)中子的點(diǎn)動(dòng)力學(xué)方程計(jì)算。程序中可使用不同的經(jīng)驗(yàn)公式求解傳熱系數(shù)，流體阻力系數(shù)，以及模擬反應(yīng)堆各腔室中的冷卻劑相變過(guò)程，蒸汽、汽水混合物的動(dòng)力流動(dòng)。

由于模擬不同設(shè)備的微分方程組差別很大，所以需要不同的方法求解。在求解循環(huán)回路、反應(yīng)堆各控制體、蒸汽發(fā)生器中的冷卻劑參數(shù)和計(jì)算金屬結(jié)構(gòu)中的溫度場(chǎng)時(shí)，用隱式有限差分格式求解微分方程組。模擬反應(yīng)堆應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)、中子動(dòng)力學(xué)方程、泵轉(zhuǎn)速方程時(shí)，用龍格-庫(kù)塔方法、艾米爾-柯西法或隱式有限差分求解。

在每個(gè)通道中，加熱部分被分成L(L<12)個(gè)相等的控制體，包括入口反應(yīng)堆壓力腔和出口收集腔非加熱控制體。冷卻劑在堆芯通道內(nèi)的流動(dòng)方式如下：對(duì)于加熱通道，從壓力腔開始，冷卻劑通過(guò)節(jié)流孔和組件尾部流入組件的內(nèi)部空間(對(duì)應(yīng)于i組燃料棒)，然后在此空間內(nèi)流動(dòng)，并通過(guò)組件頭部進(jìn)入收集腔；對(duì)于非加熱通道(如果考慮)，從壓力腔開始，冷卻劑通過(guò)節(jié)流孔以及組件尾部和吊籃定位柵板上的支承管之間的間隙流入組件之間的空間，然后經(jīng)過(guò)組件之間的空間以及組件頭部和吊籃上部之間的間隙流入收集腔。

堆芯可用5個(gè)通道模擬，其中1個(gè)通道模擬旁流(無(wú)燃料棒的通道)，1個(gè)模擬“熱”通道，以表現(xiàn)堆芯內(nèi)的最不利的狀態(tài)。假設(shè)“熱”通道完全由具有最大線功率的燃料棒組成。

熱通道內(nèi)燃料棒表面的局部熱流密度取決于反應(yīng)堆熱功率、運(yùn)行中的燃料棒的總長(zhǎng)度、功率峰值因子以及工程安全因子[4]：

圖1 程序模擬計(jì)算一回路系統(tǒng)控制體劃分示意圖

其中：Nt為反應(yīng)堆功率；Kq為組件的相對(duì)功率；Kk為組件橫截面上的功率峰值因子；nk、nFA為組件的數(shù)量和1個(gè)組件中燃料棒的數(shù)量；Keng為工程安全因子[5]。

事故分析采用了保守假設(shè)條件，主要包括：1) 系統(tǒng)設(shè)備動(dòng)作和工藝保護(hù)聯(lián)鎖定值的選擇考慮參數(shù)測(cè)量誤差；2) 保守考慮反應(yīng)堆停堆信號(hào)形成及在電氣回路傳送的時(shí)間；3) 應(yīng)急保護(hù)動(dòng)作保守選取第2個(gè)工藝停堆信號(hào)；4) 事故開始時(shí)疊加機(jī)組喪失場(chǎng)外電等。

2 事故分析

2.1 全部或部分反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)

該工況屬于預(yù)計(jì)運(yùn)行事件，以因失電或控制線路及反應(yīng)堆冷卻劑泵(RCP)組電力供應(yīng)故障引起的全部或部分RCP組斷電為始發(fā)事件。這類工況主要有如下特征：一回路壓力上升、反應(yīng)堆出口冷卻劑溫度上升、DNBR減小，該事故的關(guān)鍵驗(yàn)證目標(biāo)是最小DNBR。計(jì)算中考慮了如下工況：

工況1：4臺(tái)運(yùn)行的冷卻劑泵組中4臺(tái)斷電；

工況2：4臺(tái)運(yùn)行的冷卻劑泵組中1臺(tái)斷電；

工況3：4臺(tái)運(yùn)行的冷卻劑泵組中2臺(tái)斷電；

工況4：3臺(tái)運(yùn)行的冷卻劑泵組中1臺(tái)斷電。

在4臺(tái)運(yùn)行中的冷卻劑泵全斷電的工況下，RCP組斷電后1.9 s，超過(guò)2臺(tái)RCP斷電即產(chǎn)生第1個(gè)信號(hào)，從而觸發(fā)緊急停堆，其中過(guò)程延遲時(shí)間為1.4 s，信號(hào)在CPS CR控制電路產(chǎn)生和傳輸?shù)臅r(shí)間為0.5 s。

在4臺(tái)運(yùn)行的RCP中1臺(tái)斷電條件下，考慮了加速預(yù)保護(hù)系統(tǒng)(APP)的啟動(dòng)。當(dāng)加速預(yù)保護(hù)系統(tǒng)故障和反應(yīng)堆功率超過(guò)額定功率75%，4組運(yùn)行的RCP中的1或2臺(tái)斷電時(shí)，RCP斷電6.5 s后反應(yīng)堆緊急停堆，其中信號(hào)確認(rèn)的邏輯延遲時(shí)間為6.0 s，信號(hào)產(chǎn)生及在CPS CR控制線路中的傳輸時(shí)間為0.5 s。

在4臺(tái)運(yùn)行的RCP中2臺(tái)斷電時(shí)，APP失效且反應(yīng)堆功率超過(guò)額定功率75%的情況下，RCP組斷電6.5 s后反應(yīng)堆緊急停堆，其中信號(hào)確認(rèn)的邏輯延遲為6.0 s，信號(hào)產(chǎn)生和在CPS CR控制線路中的傳輸時(shí)間為0.5 s。

在3臺(tái)運(yùn)行的RCP中1臺(tái)斷電后，反應(yīng)堆功率與運(yùn)行的RCP組數(shù)目不匹配產(chǎn)生的信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆緊急停堆。

在計(jì)算分析中，保守估計(jì)汽輪機(jī)截止閥關(guān)閉后，蒸汽發(fā)生器主給水供應(yīng)斷開。從驗(yàn)收準(zhǔn)則的角度，為了保證保守性，驗(yàn)收準(zhǔn)則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 假設(shè)考慮密度變化的冷卻劑反應(yīng)性溫度系數(shù)為最小負(fù)值。因?yàn)樵谑鹿首顕?yán)重的時(shí)刻，堆芯內(nèi)冷卻劑平均溫度上升。同時(shí)，插入堆芯的負(fù)反應(yīng)性由于溫度作用將最小。

2) 假設(shè)燃料的反應(yīng)性溫度系數(shù)為最大負(fù)值。因?yàn)樵谑鹿势陂g、熱傳遞影響最嚴(yán)重的時(shí)刻，燃料的溫度降低。這種情況下，停堆后功率由溫度效應(yīng)決定，降低的速度最小。

3) 假定反應(yīng)堆緊急停堆時(shí)功率下降速度最小(考慮最高價(jià)值控制棒組件位于堆芯最外部的最上位置)。

計(jì)算結(jié)果表明，一回路最大壓力為18.78 MPa，二回路最大壓力為7.59 MPa，均不超過(guò)一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的驗(yàn)收準(zhǔn)則。工況4的DNBR最小，其值為1.09，大于1.0的限值，其他參數(shù)均滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則要求，如圖2所示。

2.2 核電廠失去非應(yīng)急交流電

該工況屬于預(yù)計(jì)運(yùn)行事件，以核電廠失去非應(yīng)急交流電為始發(fā)事件。失電后，所有的RCP組切斷，給水供應(yīng)停止，汽輪機(jī)截止閥關(guān)閉，穩(wěn)壓器(PRZ)電加熱器切斷，PRZ蒸汽噴淋系統(tǒng)失效，導(dǎo)致大氣排放閥(BRU-K)失效。這類工況主要有如下特征：通過(guò)反應(yīng)堆的冷卻劑流量喪失，從二次側(cè)帶走的熱量減少，導(dǎo)致反應(yīng)堆出口溫度和一回路壓力上升，進(jìn)而導(dǎo)致DNBR減小。該事故的關(guān)鍵驗(yàn)證目標(biāo)是最小DNBR。

假設(shè)應(yīng)急柴油機(jī)(DG)失效引起一個(gè)緊急給水通道失效的單一故障，第二列DG(事故前)處于維修狀態(tài)，即兩個(gè)系列應(yīng)急給水通道失效。同時(shí)，假設(shè)蒸汽管道的對(duì)大氣排放閥(BRU-A)失效，使得一回路和二回路壓力以最大速率上升并達(dá)到最大值。

從驗(yàn)收準(zhǔn)則的角度，為了保證保守性，驗(yàn)收準(zhǔn)則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 假設(shè)考慮密度變化的冷卻劑反應(yīng)性溫度系數(shù)為最小負(fù)值。因?yàn)樵谑鹿首顕?yán)重的時(shí)刻，堆芯內(nèi)冷卻劑平均溫度上升。同時(shí)，插入堆芯的負(fù)反應(yīng)性由于溫度作用將最小。

2) 假設(shè)燃料的反應(yīng)性溫度系數(shù)為最大負(fù)值。因?yàn)樵谑鹿势陂g、熱傳遞影響最嚴(yán)重的時(shí)刻，燃料的溫度降低。這種情況下，停堆后功率由溫度效應(yīng)決定，降低的速度最小。

3) 假定反應(yīng)堆緊急停堆時(shí)功率下降速度最小(考慮最高價(jià)值控制棒組件位于堆芯最外部的最上位置)。

4) 采用第二停堆信號(hào)，假設(shè)失電3.3 s后CPS失電觸發(fā)反應(yīng)堆停堆。

計(jì)算結(jié)果表明，一回路最大壓力為18.8 MPa，二回路最大壓力為8.11 MPa，均不超過(guò)一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的驗(yàn)收準(zhǔn)則。最小DNBR為1.16，大于1.0的限值，其他參數(shù)均滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則要求，如圖3所示。

圖2 全部或部分反應(yīng)堆冷卻劑泵停運(yùn)時(shí)的堆芯最小DNBR和堆芯進(jìn)出口壓力

圖3 喪失廠外非應(yīng)急電源時(shí)的堆芯最小DNBR、堆芯進(jìn)出口壓力和蒸汽發(fā)生器進(jìn)出口壓力

2.3 1臺(tái)主泵卡軸或斷軸事故

反應(yīng)堆冷卻劑泵的機(jī)械故障包括主泵軸轉(zhuǎn)子瞬間卡死和軸瞬間斷裂，受影響的反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路流量迅速降低。從冷卻劑參數(shù)變化和設(shè)備響應(yīng)時(shí)間順序角度考慮，主泵卡軸或斷軸工況基本相似。特別是在斷軸期間，RCP組轉(zhuǎn)輪快速停止，在不到5.0 s內(nèi)RCP組壓差從0.392 MPa降至0.245 MPa，達(dá)到反應(yīng)堆緊急停堆整定值，對(duì)于主泵卡軸情況也是如此。然而，對(duì)于1臺(tái)主泵斷軸情況，由于旋轉(zhuǎn)輪本身的時(shí)間滯后，在事故發(fā)生后的幾秒鐘仍有冷卻劑的流動(dòng)。因此，主泵卡軸較斷軸事故更為惡劣[6]。

該類工況屬于設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，以1臺(tái)主泵軸轉(zhuǎn)子瞬間卡死或軸瞬間斷裂為始發(fā)事件。事故發(fā)生后，受影響的反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路流量迅速降低，一回路壓力上升，DNBR減少及TG截止閥關(guān)閉，從而導(dǎo)致二回路壓力增加。假如該事故發(fā)生在滿功率水平下，堆芯冷卻劑流量的降低導(dǎo)致冷卻劑溫度迅速升高，可能導(dǎo)致燃料棒發(fā)生DNB，此時(shí)如果反應(yīng)堆未緊急停堆，將可能導(dǎo)致燃料棒的損壞。計(jì)算中考慮了部分環(huán)路運(yùn)行的工況，分析了如下兩種工況：

工況1：4臺(tái)RCP組運(yùn)行時(shí)，其中1臺(tái)RCP組卡軸；

工況2：2臺(tái)RCP組運(yùn)行時(shí)，其中1臺(tái)RCP組卡軸。

從驗(yàn)收準(zhǔn)則的角度，為了保證保守性，驗(yàn)收準(zhǔn)則的分析選擇以下中子物理參數(shù)條件：

1) 冷卻劑溫度反應(yīng)性系數(shù)被假定為最小負(fù)值，因?yàn)樵谑鹿拾l(fā)生的最嚴(yán)重的時(shí)刻堆芯平均冷卻劑溫度會(huì)增加。由此，由于溫度效應(yīng)插入堆芯的負(fù)反應(yīng)性為最小。

2) 燃料溫度反應(yīng)性系數(shù)假定為最大負(fù)值，因?yàn)樵谑鹿势陂g，從熱交換的角度達(dá)到最壞狀況時(shí)，燃料溫度會(huì)降低。在這種情況下，急停后由于溫度效應(yīng)，功率下降速度將最小。

3) 假定反應(yīng)堆緊急停堆時(shí)功率下降速度最小，從而將功率下降速率降低到最小值。

分析結(jié)果表明，在工況1中，一回路最大壓力為18.78 MPa，二回路最大壓力為8.01 MPa，均不超過(guò)一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的限值；最大徑向平均燃料焓為453.1 J/g，小于690 J/g的限值要求；發(fā)生短期DNB，發(fā)生DNB的燃料棒數(shù)量不足導(dǎo)致堆芯燃料組件的完整性破壞；燃料棒包殼最高溫度為708 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 875 ℃，均低于相應(yīng)的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃。

在工況2中，一回路最大壓力為17.22 MPa，二回路最大壓力為7.41 MPa，均不超過(guò)一回路壓力20.24 MPa和二回路壓力9.02 MPa的限值；最大徑向平均燃料焓為296.5 J/g，小于690 J/g的限值要求；燃料棒包殼最高溫度為592 ℃，燃料棒中心溫度最高為1 213 ℃，均低于相應(yīng)的溫度限值1 200 ℃和2 550 ℃，如圖4所示。

3 結(jié)論

田灣核電站在1、2號(hào)機(jī)組引入TVS-2M型燃料組件，采用長(zhǎng)周期換料策略后，對(duì)核電廠失流事故的分析結(jié)果表明，堆芯各項(xiàng)參數(shù)均能滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則要求，反應(yīng)堆處于安全狀態(tài)。

圖4 1臺(tái)主泵發(fā)生卡軸事故時(shí)的燃料包殼最高溫度和燃料棒最大徑向平均焓

參考文獻(xiàn)：

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