ACP1000核電廠穩壓器安全閥提供低溫超壓保護的安全分析研究

李健 王克成 羅亮 張倬

【摘 要】針對三代核電關于低溫水密實工況超壓保護的安全要求，ACP1000反應堆冷卻劑系統設計采用了穩壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護的方案，其保護原理是在低溫工況下通過保護系統控制電磁先導裝置進而驅動安全閥開啟/關閉。本文針對ACP1000反應堆冷卻劑系統低溫超壓保護方案開展安全分析研究，首先通過安全閥鑒定試驗的結果確定了偏保守的閥門卸壓模型，并建立了瞬態過程的閥門動態模型。然后選取啟/停堆工況下極限的瞬態事件作為初因假設，開展了反應堆冷卻劑系統瞬態工況模擬，最終獲得了ACP1000核電廠啟/停堆工況下穩壓器安全閥提供低溫超壓保護的安全性評價結果。

【關鍵詞】穩壓器安全閥；低溫超壓保護；水密實；啟/停堆工況；安全分析

中圖分類號： TL364 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）05-0015-003

【Abstract】In view of the safety requirements of the third generation nuclear power plant for overpressure protection in low-temperature water-tight conditions，the design of the ACP1000 reactor coolant system uses Pressurizer Safety-valves （PSRV） to provide low-temperature overpressure protection.The principle of protection is that the protection system controls the solenoid pilot to actuate the safety-valves on/off.In this paper，the safety analysis of low temperature overpressure protection solutions of ACP1000 reactor coolant system is carried out.Firstly，the conservative valve relief model is established by the results of the safety valve verification test，and the valve dynamic model of transient process is established.Then，the transient events under the start/shutdown conditions are selected as the initial hypothesis to simulate the transient conditions of the reactor coolant system.Finally，the safety analysis results of the Pressurizer Safety-valves to provide low-temperature overpressure protection is obtained under the start/shutdown condition of the ACP1000 nuclear power plant.

【Key words】Pressurizer Safety-valve；Low-temperature overpressure protection；Water tightness；Start-up and shutdown conditions；Safety analysis

0 前言

ACP1000是我國自主設計的具有三代核電水平的百萬千瓦級壓水反應堆，其反應堆系統設計在二代核電廠M310堆型基礎上進行了諸多改進和優化，以滿足三代核電設計相關標準和要求。我國核安全導則[1]明確要求“對于壓水堆，在低溫運行時（如在穩壓器處于水密實工況下的啟動和停堆過程中）提供超壓保護”。美國核管會的技術見解[2]也指出“特別要關注低溫水密實工況下的超壓保護”。“低溫水密實工況”是指反應堆處于停堆，穩壓器滿水的狀態，此時冷卻劑溫度一般低于120℃，核電廠必須采取有效的保護措施以防止冷卻劑系統超壓。在現有的M310核電廠中，低溫超壓保護功能由接入反應堆冷卻劑系統的余熱排出系統（RHRS）的安全閥提供。在啟/停堆工況下由于存在RHRS被誤隔離或者RHRS安全閥出現故障的可能性，旨在應對該卸壓途徑不可用情況下發生的超壓瞬態事件，ACP1000核電廠采取了穩壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護的改進方案。

本文針對ACP1000穩壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護方案開展了評價模型研究，通過假設的極限條件下的超壓事故工況瞬態分析，評價ACP1000核電廠啟/停堆工況下的事故預防與緩解措施的安全性。

1 ACP1000低溫超壓保護方案

ACP1000核電廠采用穩壓器安全閥（PSRV）提供低溫超壓保護，該方案的原理可以概括為“手動建立，自動保護”。具體來講，在啟/停堆工況期間，當滿足低溫超壓保護的溫度范圍時相應的報警信號出現，操縱員手動將PSRV工作模式由“正常保護模式”切換到“低溫保護模式”。當反應堆冷卻劑系統壓力超過閥門開啟整定值時，由相應的控制邏輯和設備自動觸發PSRV開啟，防止冷卻劑系統超壓，確保壓力邊界的完整性。PSRV開啟后系統壓力下降到一定水平時，自動關閉PSRV，防止過度卸壓。

低溫超壓保護方案關聯的主要設備包括PSRV、測量系統、控制保護邏輯以及操縱員接口。其中，PSRV采用了SEBIM公司的雙控先導式閥門，由三組并聯的先導式安全閥構成，每組安全閥除了設置有功率運行工況下執行超壓保護功能的彈簧先導裝置以外，還設置有用于將安全閥強制開啟的電磁先導裝置。在啟/停堆工況下執行低溫超壓保護功能，是通過系統壓力測量信號觸發PSRV電磁先導裝置動作，進而驅動安全閥主閥開啟/關閉。

3 穩壓器安全閥模型

3.1 閥門卸壓模型

PSRV為低溫超壓保護方案的關鍵設備，安全閥的啟閉定值和卸壓能力是安全系統設計的重要指標，需建立相適應的閥門卸壓模型。在啟/停堆工況，按照電廠運行模式，當冷卻劑溫度低于120℃時，反應堆冷卻劑系統處于水密實狀態，因此，選取單相水排放模型作為安全閥的卸壓模型。下面對兩種典型的單相水排放模型進行分析。

1）修正的ZALOUDEK模型

修正的ZALOUDEK模型適用于過冷水臨界流計算，見公式（1）和（2）：

2）閥門標準模型

閥門標準模型見公式（3），其中閥門排放系數需要相應試驗提供。

3. 閥門標準模型

將以上兩種單相水排放模型的計算結果與安全閥鑒定試驗結果進行對比（見圖1），在相同壓力范圍內，ZALOUDEK模型的計算值較鑒定試驗值偏大，對超壓分析而言該模型不保守。采用閥門標準模型，當？灼取值為0.441時，相同壓力下閥門排放流量計算值低于鑒定試驗值，并且具有10%的分析裕量，因此，低溫水密實工況超壓分析選取閥門標準模型。

3.2 閥門動態模型

在超壓瞬態分析中利用系統程序對安全閥在瞬態過程中的響應動作進行模擬，擬計算出穩壓器安全閥的開啟時刻、動作時間以及開度等，根據安全閥的開度可以獲得閥門當前時刻的過水流量，閥門的動作時間包括閥門的開啟時間和關閉時間。針對瞬態過程建立的安全閥動作模型如下：

第一步，計算閥門達到開啟整定值的時刻。

由圖2可知，假設（T-DT，T）時間范圍內系統壓力為線性變化，其中，POLD為T-DT時刻測量點位置的壓力，P為T時刻測量點位置的壓力，計算閥門達到開啟整定值PO的時刻TOUVSPR。如果TOUVSPR在（T-DT，T）范圍內，說明閥門在當前計算步長內達到開啟壓力，需進一步計算閥門開度；如果TOUVSPR大于T，說明閥門在當前計算步長內未達到開啟壓力。

第二步，計算閥門的開度。

1）如果T-DT時刻閥門未開啟，且閥門達到開啟整定值的時刻位于當前計算步長內，則：

式中，OUVSP0為閥門初始開度；TRO為閥門開啟的死區時間，也就是TOUVSPR時刻達到閥門的開啟整定值，TOUVSPR+TRO時刻閥門才開始打開；DTO為閥門完全打開所需的時間，等式右邊第二項表示T時刻閥門增加的開度；

2）如果T-DT時刻閥門已開啟，且閥門達到開啟整定值的時刻小于T-DT，這時閥門處于持續開啟狀態，開度計算方法同1）；

3）如果OUVSPR大于1，則閥門完全打開，置開度為1。

需要說明的是，由圖3可知曲線I表示程序模擬的閥門開啟是線性的，而曲線II反映了實際的閥門開啟特性，針對超壓分析而言，程序模擬的閥門特性是偏保守的。

4 安全評價

系統超壓分析通常選取極限的能量輸入或質量輸入工況作為初因事件，經論證分析，在ACP1000核電廠啟/停堆工況下，反應堆冷卻劑泵誤停后再啟動和中壓安注誤動作引起的系統超壓是這兩類工況中最嚴重的。因此，通過對這兩種工況的瞬態計算，以評價ACP1000穩壓器安全閥提供低溫超壓保護方案的有效性。

4.1 評價準則及分析輸入

根據ACP1000反應堆冷卻劑系統壓力-溫度限制曲線，當反應堆冷卻劑溫度小于反應堆壓力容器材料無延性轉變參考溫度時，反應堆冷卻劑系統壓力超過低溫狀態下的壓力限值4.6MPa可能引起壓力容器局部發生脆性斷裂。因此，反應堆冷卻劑系統低溫水密實工況安全評價的壓力限值取4.6MPa。

采用THEMIS程序進行計算，THEMIS程序能夠模擬壓水堆核電站瞬態工況下的系統響應過程。對低溫水密實工況反應堆各個部件的初始狀態、穩壓器安全閥特性、質量輸入和能量輸入工況的初因事件進行建模。在分析建模時需全面考慮單一故障、測量通道的延遲時間和精度、安全閥的背壓、閥門動作的死區時間和行程時間、閥門開啟/關閉的壓力整定值等具體參數值。

4.2 中壓安注誤動作

當反應堆冷卻劑系統處于單相滿水時，由于各種原因，如操縱員誤動作，中壓安注泵投入運行。由于反應堆冷卻劑系統處于單相滿水狀態，這種額外的質量注入將迅速引起反應堆冷卻劑系統和余熱排出系統壓力升高，升高的幅度取決于質量注入的速率。分析中假設全部兩列中壓安注誤啟動且最小流量管線關閉，三組穩壓器安全閥中有兩組有效。

圖4比較了RHRS安全閥和穩壓器安全閥分別獨立應對該事件的卸壓效果，從圖中可見依靠穩壓器安全閥卸壓的系統壓力峰值為4.47MPa，沒有超過低溫工況下的壓力限值4.6MPa。而單獨依靠RHRS安全閥卸壓則不能有效緩解壓力瞬態，瞬態初期系統壓力峰值達到4.91MPa。

圖5比較了瞬態過程中RHRS安全閥和穩壓器安全閥的過水流量，兩種安全閥的過水流量基本相當。在閥門動作時間的性能指標上，穩壓器安全閥優于RHRS安全閥，由此可見安全閥的動作時間在緩解系統瞬態壓力方面起主要作用。

4.3 反應堆冷卻劑泵誤啟動

在啟/停堆工況，反應堆冷卻劑系統處于水密實狀態，反應堆冷卻劑泵有可能停運，系統持續降溫，蒸發器二次側熱量沒有及時導出，在一段時間后一次側和二次側間就建立起溫差。當反應堆冷卻劑泵重新啟動后，一回路較冷的冷卻劑流經蒸汽發生器會被加熱。由于系統處于單相滿水狀態，冷卻劑被加熱后體積膨脹會導致系統壓力升高，升高幅度取決于一、二次側溫差的大小。

分析中考慮一、二次側最大溫差為160℃，實際溫差遠小于該數值，假設三組穩壓器安全閥中有兩組有效，該工況反應堆冷卻劑系統壓力峰值為4.16MPa（見圖6），小于低溫工況下的壓力限值4.6MPa。總的來看，對于ACP1000而言，能量輸入工況瞬態壓力峰值低于質量輸入的工況。

5 結論

ACP1000系統設計利用穩壓器安全閥提供低溫超壓保護，根據穩壓器安全閥和控制系統設計參數建立了偏保守的安全分析模型，分別針對中壓安注誤啟動和反應堆冷卻劑泵誤啟動兩種極限的初因事件，利用系統程序開展了低溫工況下反應堆冷卻劑系統的超壓瞬態模擬，評價了ACP1000低溫超壓保護方案的有效性。安全分析結果表明：

（1）針對啟/停堆工況可能出現極限的質量輸入和能量輸入瞬態工況，反應堆冷卻劑系統壓力峰值滿足限值要求，穩壓器安全閥提供低溫超壓保護的方案滿足安全要求。

（2）對于ACP1000系統而言，質量輸入瞬態工況的壓力峰值比能量輸入工況的峰值大很多，建議加強低溫水密實工況中壓安注誤動作的防范措施及運行監督要求，例如進入低溫工況后打開中壓安注泵的最小流量管線，以減小中壓安注啟動工況下注入的冷卻劑速率。

【參考文獻】

[1]HAD102-08，核動力廠反應堆冷卻劑系統及其有關系統的設計，第4.2.8.3節.

[2]NRC Branch Technical Position 5-2， Overpressure Protection of Pressurized Water Reactors While Operating at Low Temperature，Standard Review Plan，U.S.Nuclear Regulatory Commission，March 2007.