CPR1000核電廠未能緊急停堆的預期瞬態保護信號及緩解系統改進

張娟花，林繼銘

(中科華核電技術研究院有限公司，廣東 深圳 518026)

CPR1000核電廠未能緊急停堆的預期瞬態保護信號及緩解系統改進

張娟花，林繼銘

(中科華核電技術研究院有限公司，廣東 深圳 518026)

CPR1000核電廠發生喪失正常給水-未能緊急停堆的預期瞬態(LOFW-ATWS)時，若溫度調節(R)棒組和功率調節(G)棒組的調節功能不能及時作用或喪失，存在一回路超壓的風險。為降低瞬態過程中的一回路壓力峰值，避免超壓的風險，本文提出了瞬態過程中增設反應堆冷卻劑泵停運的保護信號及緩解系統改進方案，并采用THEMIS程序進行改進方案的驗證分析。結果表明，該改進方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路壓力峰值，消除一回路超壓的風險。

未能緊急停堆的預期瞬態；超壓；保護信號改進

對于CPR1000核電廠，在喪失正常給水-未能緊急停堆的預期瞬態(LOFW-ATWS)的超設計基準事故分析中，考慮了溫度調節(R)棒組和功率調節(G)棒組的作用，分析結果為一回路壓力峰值19.87 MPa[1]，小于反應堆冷卻劑系統最大容許壓力22.0 MPa，滿足該事故的驗收準則[2]。若考慮機組處于手動模式或調節棒組處于機械卡棒的狀態，則R棒組和G棒組的調節功能不能及時作用或已喪失，此時瞬態分析過程中的一回路系統壓力峰值將高于其最大容許壓力22.0 MPa，存在一回路系統超壓失效的風險。此外，概率安全分析(PSA)的結果也表明，此情況下導致堆芯損傷的概率(CDF)約為4.95×10-6/(堆·年)，屬于對機組CDF貢獻最大的事故序列。

作為超設計基準事故工況，需重點關注其潛在的導致堆芯損傷的風險，因此，需采取相應的緩解措施降低ATWS瞬態過程中的一回路壓力，消除一回路超壓的風險。本文參考國際上其他先進壓水堆型的ATWS保護信號設計方案，并結合CPR1000機組的特點，提出ATWS保護信號及緩解系統改進方案，并結合ATWS進程進行方案有效性驗證分析。

1 相關堆型的ATWS保護信號及緩解系統

1.1 CPR1000機組ATWS保護信號[3]

假設發生LOFW-ATWS事故時，當堆功率大于30%FP(2/2邏輯)時，若給水流量低于6%NF(2/3邏輯)，觸發ATWS信號。ATWS緩解系統將觸發汽輪機跳閘并及時啟動輔助給水(ASG)。汽輪機跳閘將使反應堆功率整定為最終功率整定值，并依靠R棒組和G棒組的自動調節功能降低堆芯功率。輔助給水啟動后向蒸汽發生器的注入流量約6%NF，防止蒸汽發生器燒干。上述ATWS信號對于調節棒組的調節功能有效情況下的LOFW-ATWS可起到有效的緩解作用，但當調節功能失效時，此信號不能完全消除一回路系統超壓的風險。

1.2 EPR機組ATWS保護信號[4]

在EPR機組中，當LOFW-ATWS事故發生時，停堆信號(RT)疊加停堆棒高棒位信號觸發ATWS信號。ATWS信號疊加SG低水位信號觸發反應堆冷卻劑泵停轉，一回路冷卻劑流量下降。堆芯功率降低減緩并控制一回路壓力升高的趨勢。此外，緊急注硼系統(RBS)將投入以保證長期工況下堆芯處于次臨界狀態。

1.3 AP1000機組ATWS保護信號[5]

AP1000機組發生LOFW-ATWS事故時，SG寬量程低水位信號觸發多樣化驅動系統(DAS)觸發如下動作：汽輪機自動停機、反應堆冷卻劑泵自動停運、堆芯補水箱(CMT)及非能動余熱排出系統熱交換器(PRHR HX)自動觸發。

2 CPR1000機組ATWS保護信號及緩解系統改進方案

借鑒EPR、AP1000等機組ATWS緩解系統的方案，結合CPR1000機組的具體特點，提出如下ATWS保護信號及緩解系統改進方案：堆功率大于30%FP、疊加給水流量低于6%NF信號，觸發ATWS信號；ATWS信號疊加SG低低水位信號(SG窄量程水位信號NR<15%)觸發反應堆冷卻劑泵停運；ATWS信號觸發汽輪機脫扣、輔助給水啟動，閉鎖第3組排向凝汽器的釋放閥(GCT-C)。改進后的ATWS保護系統方案如圖1所示。本文將結合LOFW-ATWS事故進程對該改進方案的有效性進行分析和驗證。

3 改進方案論證分析

3.1 分析方法

CPR1000機組LOFW-ATWS事故分析中，慢化劑溫度系數、多普勒功率系數、多普勒溫度系數等中子學參數采用SCIENCE V2[6]軟件包計算；事故瞬變進程采用THEMIS V4.10[7]程序分析；堆芯偏離泡核沸騰比(DNBR)采用FLICAⅢ-F[8]程序計算。

3.2 功能假設

ATWS瞬變過程分析中假設：不考慮緊急停堆；考慮因機械卡棒或手動控制而導致R棒組和G棒組無法下插入堆芯(或未能及時下插)；考慮改進的ATWS保護信號及緩解動作，包括汽輪機脫扣、ASG啟動、反應堆冷卻劑泵停運等。

為驗證反應堆冷卻劑泵停運對事故緩解的效果，對冷卻劑泵的停運時間進行敏感性分析，結果表明，瞬態事故發生后第67 s反應堆冷卻劑泵必須停運才能有效地避免一回路系統超壓。本文的驗證分析即基于此時間假設。

圖1 CPR1000機組ATWS保護信號及緩解系統改進方案Fig.1 Improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system for CPR1000 unit

3.3 驗收準則

CPR1000機組LOFW-ATWS事故原有的驗收準則為：在95%的堆芯壽期內，一回路系統壓力峰值不超過其最大允許壓力22.0 MPa。

考慮到增加ATWS保護改進方案后，瞬態過程中反應堆冷卻劑泵停運后，一回路冷卻劑流量減小，溫度升高，將導致DNBR的裕量減小。因此，增加該改進后的事故驗收準則除考慮原有準則外，還需考慮堆芯最小DNBR必須保持在相應的限值1.19[9]以上。

3.4 瞬態進程及分析結果

LOFW-ATWS分析過程表明，蒸汽發生器喪失正常給水導致蒸汽發生器水位急劇下降，二回路排出堆芯熱量的能力降低，進而導致一回路系統的壓力和溫度大幅升高，以致穩壓器滿溢且先導式安全閥根據其設定閾值開啟排放。在此過程中，輔助給水系統啟動向蒸汽發生器注水；反應堆冷卻劑泵停運，一回路冷卻劑流量急劇下降，溫度持續升高，從而使反應堆冷卻劑的負反饋效應占據優勢，堆芯反應性及功率下降；同時配合一、二回路間的換熱增加，一回路系統壓力及溫度升高的趨勢逐漸減緩并下降，穩壓器水位下降，堆芯達到穩定可控的狀態。該事故進程列于表1。

ATWS改進前及改進后的瞬態進程中的關鍵參數變化如圖2所示。由分析結果可知：改進后，一回路壓力峰值為20.8 MPa，未超過最大容許壓力22.0 MPa，一回路系統的完整性無破壞的風險；最小DNBR為2.31，大于限值1.19，燃料的完整性無破壞的風險。事故分析結果滿足LOFW-ATWS事故驗收準則的要求。

表1 LOFW-ATWS事故進程Table 1 LOFW-ATWS accident process

4 結論

1) 由上述驗證性分析結果可知，LOFW-ATWS事故下采用改進后的ATWS保護信號及緩解系統，充分利用堆芯中子學的負反饋效應可有效降低瞬態過程中一回路系統的壓力，確保壓力峰值低于其最大容許壓力，堆芯的DNBR也完全滿足其限值要求。該改進解決了CPR1000機組ATWS瞬態時一回路系統超壓的共性問題。

圖2 堆芯反應性、核功率、一回路系統壓力及溫度的變化Fig.2 Changes of core reactivity, nuclear power, primary pressure and primary temperature

2) 為驗證反應堆冷卻劑泵停運對限制一回路壓力峰值的作用，本文計算中選取了冷卻劑泵必須停運的最遲時間。實際上，根據ATWS信號及SG低低水位信號的觸發時間，冷卻劑泵停運信號將在事故發生后數秒內即會收到并執行，最短時間約小于8 s(考慮ATWS信號觸發、儀控系統延遲等時間)，經分析可知，若此時冷卻劑泵立即停運，事故緩解的效果更佳。

3) 初步PSA分析評估表明，采用此改進方案后，ATWS事故導致的堆芯損傷概率將下降至1.45×10-6/(堆·年)，相對降幅達71%。

4) 該改進方案中新增的反應堆冷卻劑泵停運措施主要利用核電廠原有監測參數中的SG低低水位信號及ATWS信號疊加觸發，未增加其他設備及監測信號，結構簡單易行。目前，該改進方案已在陽江核電廠5、6號機組設計中實施。

5) 對于新建核電廠，可考慮圖1中的ATWS保護信號及緩解系統設計；對于在運核電廠，除可考慮圖1的邏輯結構外，還可進一步考慮簡化方案，如僅ATWS信號直接觸發冷卻劑泵停運等的改進。該改進方案設計對于其他先進壓水堆堆型，如ACPR1000、ACP1000、華龍1號等堆型均具有一定的參考價值。

[1] 蔣曉華，李貴杰. 寧德核電廠1、2號機組18個月換料專項未能緊急停堆的預期瞬態(ATWT)[R]. 深圳：中科華核電技術研究院有限公司，2009.

[2] VENNETTLLI D. GNPS 1 & 2 18 month fuel cycles anticipated transients without trip (ATWT)[R]. France: Framatome ANP, 2001.

[3] 廣東核電培訓中心. 900 MW壓水堆核電站系統與設備[M]. 北京：原子能出版社，2007.

[4] TNPS 1 and 2 final safety analysis report[R]. France: Areva, 2012.

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

[6] PAUCK S, BARBIER B. SCIENCE V2 nuclear code package, qualification report[R]. France: Framatome ANP, 2004.

[7] 歐陽勇. 寧德核電廠1、2號機組18個月換料專項THEMIS模型[R]. 深圳：中科華核電技術研究院有限公司，2008.

[8] JULLION M N. FLICA Ⅲ-F user’s manual[R]. France: Framatome ANP, 1999.

[9] 周洲，毛玉龍. 寧德核電廠1、2號機組18個月換料專項DNBR限值設計[R]. 深圳：中科華核電技術研究院有限公司，2008.

Improvement of ATWS Protective Signal and Mitigation System for CPR1000 Nuclear Power Plant

ZHANG Juan-hua, LIN Ji-ming

(ChinaNuclearPowerTechnologyResearchInstitute,Shenzhen518026,China)

At the event of loss of normal feedwater-anticipated transient without scram (LOFW-ATWS) in CPR1000 nuclear power plant, the primary loop overpressure risk may exist when the regulation functions of temperature regulation (R) rods and power regulation (G) rods cannot work timely or have lost. In order to reduce the peak value of primary pressure and avoid the overpressure risk in this transient process, an improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system by adding shutdown action of coolant pumps was proposed in this paper, and then THEMIS program was adopted to verify this scheme. The verification results indicate that the improvement scheme can effectively reduce the peak value of primary pressure and eliminate overpressure risk in LOFW-ATWS event.

ATWS; overpressure; protective signal improvement

2014-07-21;

2015-01-08

張娟花(1982—)，女，河南焦作人，高級工程師，碩士，從事核電廠安全分析及嚴重事故管理研究

TL364.4

A

1000-6931(2015)10-1811-04

10.7538/yzk.2015.49.10.1811