某核電機組自然循環分析及規程改進

魏君安 孫 超 王雞換 何 斌

（中核核電運行管理有限公司，浙江 嘉興 314300）

0　背景

自從福島事故之后，核電廠的安全越來越成為公眾關注的焦點。非能動設備和運行方式的研究也成為后福島時代核電廠設計的原則。自然循環是指在閉合系統中不依賴外界動力源，僅僅由冷熱流體間的密度差形成的浮升力驅動流體循環流動的一種能量傳輸方式。某核電機組設計于上世紀80年代，一回路采用兩回路堆芯冷卻方式，在主泵故障和全廠失電或破口事故情況下，堆芯的自然循環能力大小直接影響反應堆的固有安全性。

本文通過對某核電機組停堆后自然循環流量的分析，給出了一些建議，僅供參考。

1　影響自然循環的因素

1.1　位差

取決于反應堆堆芯和蒸汽發生器直接的高度差。位差在設計時就已經確定，某核電機組堆芯和蒸汽發生器的位差是9.935m,其對自然循環能力的影響是固定的有限的

1.2　密度差

密度差主要是由于堆芯熱段與冷段之間的溫度差引起的，溫差越大自然循環能力也就越強。

1.3　回路中的含汽率

自然循環是閉合回路，如果當中某一段出現了汽化，使得汽體阻礙了自然循環的路徑，自然循環將會中斷。

2　堆芯自然循環能力計算

2.1　壓水堆核電廠停堆后剩余功率

反應堆在停堆后，對于以恒定功率長期持續運行的輕水反應堆，當引入的負反應性大于4%時，如果反應堆的停堆前以功率P(0)連續運行了t0，則停堆后t時刻的衰變功率為：

式中A、α值與停堆后時間有關。

對于某核電機組而言，滿功率運行是330MW，設連續運行400d。通過matlab進行計算并將數據代入公式得出總的剩余功率隨時間的變化關系，見圖1：

圖1　壓水堆停堆后剩余功率的變化

從圖1中可以看出，反應堆停堆后，核功率在頭30s降的很快，而后以比較平緩的方式逐漸降低，這主要是由于反應堆的剩余裂變功率在反應堆停堆后很快降低，而剩余衰變功率則會持續較長的一段時間。因此在反應堆停堆后冷卻堆芯的剩余衰變熱是自然循環的主要任務。

2.2　主泵停轉后強迫循環與自然循環的過渡

在主泵剛開始停止轉動時，由于主泵存在較大的轉動慣量，強迫循環流量是逐漸下降的，而自然循環流量則是隨功率的變化而變化的，具體見圖2：

強迫循環流量與自然循環的過渡大約在停堆后20-25s，在20s之前強迫循環流量為主導；25s后自然循環流量為主。當然強迫循環和自然循環的過渡過程是一個流場變化的復雜過程，遠比上圖所示的過程復雜。具體的強迫循環和自然循環的過渡過程還需要重新建立模型后進行模擬計算，本文不進行進一步的闡述。

圖2　強迫循環和自然循環流量變化趨勢

2.3　堆芯最熱段溫升與一回路流量的關系

在計算堆芯熱段最高溫度前，設一回路壓力為15Mpa，熱段溫度為 310℃。

可以得到：

有調查數據顯示，一家服裝加工企業有2%時間用于產品加工裝配，有5%時間用于原材料和服裝成品的運輸，剩余的93%時間是準備生產和交換成品的時間。也就是說產品從倉庫到客戶手中的時間占據整個生產銷售循環過程的相當大比例，產品到達客戶的這一環節供應鏈條所形成的時間成本從某種角度看是企業經營管理的最大成本，應該為管理者所重視。

其中是一回路熱段溫升，P是反應堆功率，是反應堆冷卻劑的平均比熱容，G是反應堆冷卻劑流量。經過matlab運算后得出圖 3：

圖3　反應堆冷卻劑溫升和時間的關系

由圖中可以看出，溫升最高的時間大約在20-25s,這恰好是強迫循環向自然循環過渡的地方，最高溫升大約在25℃，熱段溫度最高可以升高到335℃，而此時對應的飽和溫度大約在343℃左右，其過冷度已不足10℃。由此我們不難得出一些啟示，在強迫循環向自然循環過渡的過程中，堆芯的安全裕度是最小的。在停堆后盡快使冷卻劑壓力穩定在15MPa以上對自然循環的建立和堆芯的安全是有利的。

3　汽腔產生的判別和消除

汽腔產生的原因就是由于溫度下降的速率小于壓力下降的速率，從而使得原本欠飽和的的冷卻劑變成過熱蒸汽，而最容易產生汽腔的地方就是壓力容器上腔室和蒸汽發生器傳熱管[4]。

3.1　壓力容器上腔室

冷卻劑從壓力容器的中部進入，再分成幾個支路分別冷卻堆芯和壓力容器各部件，最后再從壓力容器中部出去，在自然循環工況下，在壓力容器的上封頭部分的冷卻劑由于所處位置和流速分布的影響基本上處于停滯狀態，再加上衰變熱的持續加熱，造成上封頭部分過冷度比堆芯處還要低。雖然自然循環會使反應堆冷卻劑回路的壓力和溫度都以一定速率下降，但是壓力容器上封頭部分的溫度下降卻很緩慢，從而在上封頭處逐漸汽化，一方面會進一步惡化上腔室的冷卻條件，另一方面部分兩相流會隨著自然循環的流動進入蒸汽發生器的U型傳熱管，阻斷自然循環，造成堆芯冷卻的失效，對反應堆的安全帶來非常不利的影響。

不過判斷壓力容器上封頭處形成汽腔的現象比較明顯，有助于操縱員及時干預從而防止更加嚴重的后果產生。在壓力容器上部產生汽化時，由于汽體體積的膨脹，會導致穩壓器水位急劇的上升，操縱員可以根據穩壓器水位不正常上升的事實來進行判斷。

如果壓力容器上部已經形成了汽腔，可以采用以下方法來消除：（1）投入穩壓器電加熱器，關閉噴淋或輔助噴淋以及動力卸壓閥。（2）提高上充流量，減小下泄流。（3）可以開啟安全殼內冷風機組和全部的控制棒驅動機構冷卻風機X1-7來從外部冷卻壓力容器上腔室。值得注意的是，如果是喪失全廠交流電的事故條件下，（1）和（3）的方法可能失效，這時提升系統壓力不太容易，在緊急情況下，也可以通過手動安注的方式使主系統快速冷卻。

3.2　蒸汽發生器U型傳熱管

蒸汽發生器U型傳熱管由于自身的結構，在冷卻過程中極易產生汽腔，而且較難消除。形成汽腔的原因主要有兩個，一個是由于壓力容器上腔室內已經產生汽腔，其內的蒸汽隨著自然循環的流動被帶入到U型管內。另一個原因則是由于在冷卻過程中給水流量的突然增加或給水溫度的突然降低，使U型管內的冷卻劑溫度大幅降低，引起強烈體積收縮，并在U型管內產生汽腔。

其消除方法與壓力容器上腔室汽腔消除的方法大致相同。

4　EOP規程的改進

如果是喪失全廠交流電源和兩臺主泵同時故障的情況，可以得出以下的事件序列：主泵自動停泵引發自動停堆——主系統熱段溫度壓力瞬間上升——待自然循環建立后——主系統壓力和溫度緩慢降低。從前面的計算我們可以看出，停堆后安全裕度最小的地方是在停堆后大約20s,此時強迫循環已基本停止，自然循環還未完全建立，如果操縱員此時沒有關注主系統壓力，則可能使反應堆冷卻劑汽化從而使自然循環無法建立，引發嚴重的安全事故。以喪失全廠交流電為例，根據應急EOP規程，秦山核電320MW機組在進入E-0《停堆或安注》第三步確認喪失交流電源后進入ECA-0.0《喪失全部交流電源規程》，選擇第 24步出口規程，進入 ECA-0.1《喪失全部交流電源后的恢復—不投入安注》，并在執行到第21步進一步確認交流電仍不能恢復的情況下才進入ES-0.2《自然循環冷卻》，在走EOP流程的過程中，實際上花費了很長一段時間。從前面幾部分的分析來看，如果操縱員已經預計到短時無法恢復供電，在停堆初期的1分鐘內，適當維持并穩定主系統壓力在15MPa-16MPa就可以確保自然循環的順利建立，而且可以避免在壓力容器上端頭產生汽腔，對反應堆的安全是十分有利的。雖然在ES-0.1《停堆響應》的第5步要求操縱員檢查穩壓器壓力，但是沒有明確提出壓力穩定在15.2MPa的原因。因此建議在此處之前加入注意事項：“如果是喪失全廠交流電源貨兩臺主泵故障引起的停堆，在明確采用自然循環冷卻方式后，立即密切監視穩壓液位和水位，防止喪失自然循環建立和維持的條件”。另外在采取自然循環冷卻方式后，雖然在ES-0.2《自然循環冷卻》的第6步寫明主系統冷段降溫速率不超過14℃/h，但是同樣沒有給操縱員明確的提示這樣做的原因。所以也應該給出相應的提示：“防止SG冷卻速率過快而引起自然循環中斷。”

另外建議在ES-0.2《自然循環冷卻》規程附錄中加入不同壓力下對應的飽和溫度表，便于操縱員核對工況和判斷接下來的操作。

增加以上幾點提示后，有助于減少人因誤判造成的錯誤操作，也可以提高堆芯安全水平。

5　結論

通過計算我們得出在無干預情況下，某核電機組在停堆后，堆芯熱段溫度的變化趨勢，在主泵停轉后20-25s,是溫升最高處,也是停堆后安全裕量最小的時候，核電廠在設計時已經考慮到了自然循環時主系統熱段過冷度的裕量，基本上可以保證堆芯安全，但是通過計算可以看出，安全裕量并不是很多，只有不到10℃，此時有可能在堆芯局部熱點處產生了汽化，所以操縱員對主系統的壓力、溫度和水位的監控是十分必要的，在事故情況下及時干預會得到較好的效果。通過修改EOP規程并給予操縱員一些良好的提示，有助于減少人因誤判和誤操作，提升系統安全性

【參考文獻】

［1］張延發,張維忠.秦山核電廠一回路惰走流量測量[C].成都：核動力工程，1993.

［2］楊祖毛,王飛,王文康,等.閉合回路單相自然循環穩態特性研究[C].成都：核動力工程,1999.

［3］張柱建,徐受律.秦山核電廠自然循環試驗后的計算分析[C].秦山核電公司,1991.

［4］王日清.秦山核電廠自然循環冷卻運行工況研究[C].成都：核動力工程，1992.