核電廠喪失廠外電源對汽輪機事故停機的影響評價

喻　娜，陳宏霞，張曉華，吳　鵬，張　丹（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，成都　610213）

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核電廠喪失廠外電源對汽輪機事故停機的影響評價

喻娜*，陳宏霞，張曉華，吳鵬，張丹
（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，成都610213）

摘要：本文采用保守的分析方法，評價了在巴基斯坦卡拉奇核電項目中喪失廠外電源對汽輪機事故停機的影響，包括對堆芯完整性及反應堆冷卻劑系統壓力邊界完整性進行評估。結果表明，堆芯最小偏離泡核沸騰比高于安全分析限值，一回路壓力峰值低于相應的壓力限值，從而證明了該核電廠的設計可以確保汽輪機事故停機疊加喪失廠外電源事件的結果滿足安全準則要求。

關鍵詞：汽機停機；喪失廠外電源；偏離泡核沸騰比；超壓

對于核電廠汽輪機意外停機的事件，當汽輪機截止閥迅速關閉后，流往汽輪機的蒸汽流量將突降為零，設置在截止閥上的探測器檢測到汽輪機事故停機后，啟動蒸汽旁路排放系統［1］。蒸汽流量突然消失，使得在瞬態初期反應堆一、二回路的溫度和壓力迅速增加，如果蒸汽旁路排放系統和穩壓器壓力控制系統正常發揮作用，反應堆冷卻劑系統的溫度和壓力便不會增加很多。如果蒸汽不能旁路排放至冷凝器，則可通過大氣釋放閥排入大氣；如果蒸汽旁路排放系統失效，還可通過蒸汽發生器安全閥排放蒸汽［2］。

在以往對于汽輪機停機事件的分析中，對是否喪失廠外電源這一假設考慮相對較少［3］。本文根據10 CFR 50附錄A中GDC17的要求［4］，評價了喪失廠外電源對巴基斯坦卡拉奇核電項目汽輪機停機事件的影響，目的在于驗證該瞬態的結果是否能夠滿足安全準則的要求。汽輪機意外停機事件屬于中等頻率事件［5］，該瞬態的結果應滿足的具體安全準則包括：

（1）必須保證燃料元件的完整性；

（2）必須保證反應堆冷卻劑系統壓力邊界的完整性。

對于是否滿足這兩個準則，主要是關注事故過程中堆芯的最小偏離泡核沸騰比（Departure from Nuclear Beiling Ratio，簡稱DNBR）以及一回路系統壓力是否可以滿足相應的準則要求［6］，即需進行堆芯完整性分析和反應堆冷卻劑系統超壓分析。

1　堆芯完整性分析

堆芯完整性分析主要是評估堆芯的最小偏離泡核沸騰比是否高于安全分析限值。偏離泡核沸騰比為臨界熱流密度與實際熱流密度的比值，臨界熱流密度是指燃料元件發生燒毀時其表面的熱流密度。因此，在核電廠的設計中，為保證反應堆的安全，應確保在正常運行、運行瞬態及中等頻率事件情況下，偏離泡核沸騰比大于安全分析限值［7］，從而保證燃料元件在相應的工況下不會發生燒毀。

當發生汽輪機事故停機的瞬態時，反應堆二回路系統排熱能力減少，一回路中的冷卻劑將經歷升溫升壓的過程。根據這些特點，本文對核電廠的初始狀態、控制及保護系統的功能假設等皆采用保守的方法進行確定，目的是為了獲取較為保守的最小偏離泡核沸騰比值。例如，與堆芯反應性計算相關的參數取為最小反應性反饋對應的值；假設穩壓器噴淋有效；初始功率為滿功率加上不確定性；初始冷卻劑平均溫度為名義值加上不確定性；穩壓器初始壓力為名義值減去不確定性等。此外，考慮了廠外電有效和無效兩種情況。對于廠外電無效的情況，針對喪失廠外電的時間進行了敏感性分析［8-9］。

按上述考慮將工況分為以下幾類：

（1）工況A：最小反應性反饋、穩壓器噴淋有效、廠外電有效；

（2）工況B：最小反應性反饋、穩壓器噴淋有效、汽輪機停機時刻喪失廠外電源；

（3）工況C：最小反應性反饋、穩壓器噴淋有效、緊急停堆時刻喪失廠外電源。

在瞬態過程中，冷卻劑溫度上升，由于慢化劑的負反饋效應，將向堆芯引入負反應性，導致堆芯核功率下降。分析中采用最小反應性反饋的假設，降低了慢化劑引入的負反饋效應，繼而降低了瞬態過程中核功率的下降幅度。

由于二回路導熱能力下降使得一回路冷卻劑升溫膨脹，穩壓器壓力將升高，當壓力達到穩壓器噴淋啟動的壓力定值時，穩壓器噴淋系統的相關閥門開啟，來自冷段的水注入穩壓器內，降低穩壓器壓力。

喪失廠外電源將導致反應堆冷卻劑泵失電惰轉，冷卻劑流量降低，從堆芯導出熱量的能力下降，從而對冷卻劑溫度和壓力、蒸汽發生器一二次側換熱量等參數造成影響［10］。此外，由于失電導致的反應堆冷卻劑泵轉速變低及冷卻劑流量降低都可能較早地觸發緊急停堆保護，例如，可能由泵轉速低緊急停堆信號觸發停堆。但在本文的分析中為了獲得更為保守的結果，并未考慮由冷卻劑泵轉速低觸發的緊急停堆保護。

表1給出了三種不同工況的主要計算結果。圖1至圖3分別給出了堆芯核功率、反應堆冷卻劑流量以及堆芯最小偏離泡核沸騰比隨時間的變化情況。

表1　堆芯完整性分析主要結果Table 1 Core integrity analysis result

圖1　核功率（堆芯完整性分析）Fig.1 Nuclear power（core integrity analysis）

圖2　冷卻劑流量（堆芯完整性分析）Fig.2 Coolant flow（core integrity analysis）

圖3　堆芯最小DNBR（堆芯完整性分析）Fig. 3 Minimum departure from nucleate boiling ratio （core integrity analysis）

由表1可知，工況A（未失電）、工況C（停堆時刻喪失廠外電源）均由穩壓器壓力高信號觸發緊急停堆保護，而工況B由于假設瞬態初始時刻喪失廠外電源，冷卻劑泵失電惰轉，導致一回路冷卻劑流量降低，在喪失廠外電源后2.76秒時就達到了流量低停堆整定值，從而較早地觸發了緊急停堆保護動作。雖然工況B堆芯核功率下降的時刻更早，但是由于該工況下冷卻劑流量不斷降低，使得堆芯最小偏離泡核沸騰比低于其他兩種工況，如圖3所示。

由計算結果可知，汽輪機事故停機時刻疊加喪失廠外電源后，會導致瞬態過程中一回路冷卻劑流量較早地降低，但同時也更早地觸發了緊急停堆保護動作，從而將堆芯功率及時降低，最終確保了堆芯的最小偏離泡核沸騰比仍高于安全分析限值，即堆芯燃料組件沒有發生偏離泡核沸騰，堆芯完整性可以得到保證。

同時，對于同樣由穩壓器壓力高信號觸發緊急停堆保護的工況，由于喪失廠外電源的時間不同，在瞬態過程中DNBR的變化也存在差異，失電時間越晚，DNBR越大。

2　反應堆冷卻劑系統超壓分析

汽輪機事故停機將引起反應堆二回路系統排熱能力降低，導致一回路的冷卻劑溫度及壓力上升，從而可能危及壓力邊界的完整性。參考文獻［11］指出“國內核電站在超壓分析時主要采用的標準是2007年由美國核能管理委員會（Nuclear Regulatory Commission，簡稱NRC）頒布的《標準審查大綱》”［11］。汽輪機事故停機的瞬態屬于中等頻率事件，對于這類事件，《標準審查大綱》給出的準則是一回路系統最大壓力不應超過系統設計壓力值的110%。

為了獲得保守的一回路壓力峰值，本節分析中采用了以下一些假設條件：堆芯反應性相關參數為最小反饋對應的參數、不考慮穩壓器噴淋、初始壓力為名義值加上不確定性、初始冷卻劑溫度為名義值加上不確定性等。與堆芯完整性分析相同，本節也分別對是否喪失廠外電源的情況進行了相應的分析［12］。工況說明如下：

（1）工況D：最小反應性反饋、穩壓器噴淋無效、廠外電有效；

（2）工況E：最小反應性反饋、穩壓器噴淋無效、汽輪機停機時刻喪失廠外電源；

（3）工況F：最小反應性反饋、穩壓器噴淋無效、緊急停堆時刻喪失廠外電源。

采用最小反應性反饋使得堆芯產生更多的熱量，致使冷卻劑的溫度上升幅度更大。

穩壓器噴淋無效的計算假設使得瞬態過程中穩壓器壓力上升幅度更大，這是由于沒有噴淋水對穩壓器進行冷卻降壓［13］。

對于喪失廠外電源的工況，參考堆芯完整性分析中采用的分析假設，不考慮由反應堆冷卻劑泵轉速低保護信號觸發的緊急停堆。

穩壓器卸壓閥及安全閥對一回路系統具有超壓保護的功能［14-15］，當穩壓器壓力超過閥門的開啟定值時，閥門將打開，進行卸壓排放，當穩壓器壓力低于閥門的關閉定值時，閥門將關閉。在分析中，這些閥門的開啟壓力定值及關閉壓力定值均取為名義值加上不確定性。卸壓閥定義為第一組閥門（No.1），安全閥定義為第二組閥門（No.2），第一組閥門的開啟定值低于第二組閥門的開啟定值。此外，通過兩組閥門的流量皆假設為最小值。

表2給出了幾種工況下分析的主要結果，圖4、圖5、圖6分別給出了瞬態過程中一回路主泵出口壓力、穩壓器壓力以及通過穩壓器閥門排放的流量隨時間的變化情況。

表2　反應堆冷卻劑系統超壓分析主要結果Table 2 Reactor coolant system overpressure analysis result

首先，由表2的事件序列可知，對于汽輪機停機時刻發生廠外電源喪失的工況，由于冷卻劑流量低保護信號比穩壓器壓力高信號出現的時間更早，因此更早地觸發了緊急停堆。

從圖4至圖6顯示的參數趨勢可知，三種工況的壓力變化情況類似，二回路的排熱降低使得一回路冷卻劑的壓力快速上升，并達到穩壓器閥門的開啟定值，從而穩壓器閥門打開，進行卸壓排放，使得壓力逐漸下降，降至相應的關閉定值后穩壓器閥門關閉，排放終止。

此外，由圖5還可看出，三種工況中工況E的穩壓器壓力上升速度更快，并達到了第二組閥門開啟的定值，該瞬態過程中穩壓器的兩組閥門都將開啟進行卸壓排放，總的排放量大于其余兩種工況；而工況D和工況F瞬態過程中穩壓器壓力僅達到并超過第一組閥門的開啟定值，所以只有第一組閥門進行卸壓排放，排放總量低于工況E。

綜上可知，工況E中廠外電源在瞬態初始時刻喪失，一回路冷卻劑流量較早降低，使得壓力上升更快，但是由于這種工況下緊急停堆的時間更早，核功率下降更早，并且穩壓器兩組閥門都開啟進行卸壓排放，使得這種工況下的一回路最高壓力并非是最惡劣工況。而且三種工況的一回路系統壓力峰值差異并不大，都低于限制壓力，因此，一回路壓力邊界的完整性不會受到破壞。

3　結論

本文對汽輪機事故停機疊加喪失廠外電源的瞬態進行了分析評價，分別針對堆芯完整性及反應堆冷卻劑系統壓力邊界完整性（超壓分析）進行了評估，結果表明：

（1）堆芯最小偏離泡核沸騰比值高于安全分析限值，燃料元件未發生偏離泡核沸騰；

（2）一回路最高壓力低于限值要求，壓力邊界完整性不會被破壞。

所以，對于巴基斯坦卡拉奇核電廠的汽輪機事故停機瞬態，即使同時發生了廠外電源喪失的情況，該核電廠的設計依然能夠確保瞬態結果滿足相應的準則要求。

參考文獻

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Evaluation of Loss of Off-site Power Effect on Turbine Trip Accident

YU Na*，CHEN Hongxia，ZHANG Xiaohua，WU Peng，ZHANG Dan （Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610213，China）

Abstract：Turbine trip with loss of off-site power in PAKISTAN KARACHI nuclear power project has been evaluated. Conservative method is used to evaluate the core integrity and reactor coolant system （RCS）pressure boundary integrity. The result shows that the minimum departure from nucleate boiling ratio（DNBR）in the core is higher than safety analysis limited value and the maximum pressure in RCS is lower than pressure limited value. Then it is proved that the plant design could ensure the safety in the case of turbine trip accident with loss of off-site power happens.

Key words：turbine trip；loss of off-site power；DNBR；overpressure

中圖分類號：TL364

文章標志碼：A

文章編號：1672-5360（2016）01-0043-05

收稿日期：2016-01-03修回日期：2016-02-18

基金項目：核反應堆系統設計技術重點實驗室資助項目，項目編號ZDSY-ZSYX-14-12-001

作者簡介：喻娜（1984—），女，貴州六盤水人，碩士，現主要從事反應堆熱工水力和安全分析的研究工作

*通訊作者：喻娜，E-mail：anuyguizhou@163.com