核動力裝置BDS系統仿真與事故分析

陳玉昇，林 萌，余 刃，沈夢思

(1.海軍工程大學核科學技術學院，湖北 武漢 430033；2.上海交通大學核科學與工程學院，上海 200240)

1 引言

蒸汽發生器排污系統(BDS)在核動力裝置以正常功率運行時，維持蒸汽發生器二次側水化學性質[1，2]，是核動力裝置十分重要的輔助系統。如果BDS不能正常運行，不僅使蒸汽發生器U型管結垢，導致換熱效率變低和誘發傳熱管破裂事故，而且蒸汽品質下降，對汽輪機造成不可逆的腐蝕破壞。核動力裝置BDS系統已經出現過多次事故[3]，事故發生時BDS系統運行參數過高，BDS系統中的昂貴設備損壞，造成巨大經濟損失，因此有必要對BDS系統進行研究與分析。文獻[4]簡要的介紹核電廠BDS系統發現法蘭泄露的原因，并給出事故的應急措施，但是并沒有分析該事故對BDS系統的影響。文獻[5]只是對核電站的BDS系統進行穩態運行工況分析，關注重點對BDS系統影響較大的參數，其并沒有對瞬態工況進行分析。文獻[6]詳細介紹秦山核電BDS系統冷、熱態性能試驗，只是對試驗結果進行綜合評價。為了進一步驗證BDS系統的安全性，本文利用COSINE-SYST(簡稱COSINE)軟件平臺建立BDS模型，并做穩態和事故動態分析，分析結果為BDS系統性能分析及事故操作的優化提供必要的理論支持。

2 核動力裝置BDS系統以及仿真建模

BDS的作用是在穩態運行、啟停堆以及濕保養時維持蒸汽發生器二次側的水化學，主要由熱交換器、流量控制閥、背壓控制閥、電離除鹽裝置(EDI)、再循環泵以及各種壓力、溫度、流量、放射性儀表等組成[6]，物理模型如圖1所示。其中BDS系統的設計要求為：1：EDI的最高溫度不能高于324K，2：EDI入口壓力不能高于1MPa。

圖1 BDS系統圖

仿真軟件采用中國自主開發研制的COSINE系統分析程序，其以核動力裝置一、二回路系統或其它管路系統為計算對象，采用多相多流場的最佳估算模型，具備兩相流水力學、沸騰與冷凝傳熱、輻射傳熱、水力學設備、堆芯功率與反饋等計算功能，可應用于核動力裝置運行瞬態分析、事故分析、設計瞬態計算、核動力裝置仿真等領域[7]。目前已成功應用于模擬核動力裝置系統中各類設備，如主冷卻劑泵、管道、各類閥門、蒸汽發生器、安注箱、穩壓器、汽水分離器、汽輪機等，以及模擬核動力裝置的控制系統。此外，還能模擬瞬態與事故過程中的各類熱工水力現象，包括噴放、熱分層、液滴夾帶、相向流動、固體導熱、輻射、堆芯再淹沒等。因此采用COSINE系統分析程序可以完全滿足本文仿真計算的需求BDS計算模型節點圖如圖2所示。

圖2 BDS仿真節點圖

3 BDS仿真建模結果分析

為了驗證模型的正確性和穩定性，本文對穩態工況以及瞬態工況下的系統進行仿真計算，并對仿真結果進行分析。

3.1 穩態仿真結果

為了驗證計算模型的有效性，對BDS系統的100%功率穩態運行工況進行仿真驗證，初始化模型邊界條件為滿功率運行狀態，打開或者關閉系統中相應的閥門，調節流量控制閥門，并把計算模型的關鍵參數值與設計值對比，根據計算結果評價該模型的可靠度。

通過計算，得到BDS系統在滿功率工況下的仿真結果，主要計算結果如表1所示。結果表明：計算模型的關鍵性能參數和設計參數最大誤差為3.21%，滿足精度要求，能有效反應核電廠實際100%功率運行系統參數。證明BDS系統模型在穩態計算中具有可靠性。該計算模型可為BDS事故仿真建模及分析提供支持。

表1 正常運行BDS系統仿真參數與設計手冊參數對比

3.2 瞬態仿真結果

3.2.1 事故分析

根據文獻可知[6]，熱交換器泄漏事故在電廠運行過程中是一較為常見的故障現象。由于文獻4只是探究該事故發生的原因，事故對系統的影響并沒有進行分析，所以本文選擇對熱交換器泄露事故進行分析并給出事故處理方案。

結合有關文獻對破口事故的仿真分析[8-11]，選擇100%功率穩態運行工況下，BDS系統發生破口事故，破口大小為0.0005m2。系統穩定運行至300秒時觸發事故，事故結果仿真如圖3和圖4所示。

圖3 破口流量隨時間變化曲線圖

圖4 EDI入口溫度隨時間變化圖

通過圖4可以看出在411秒時，EDI入口溫度快速上升到324K，達到EDI設備工作的限值，而工作人員很難在110秒內，發現并排除故障，所以熱交換器泄露事故很有可能造成EDI模塊的損壞，由于EDI設備屬于國外進口，因此會造成巨大的經濟損失。

3.2.2 事故處理仿真分析

查閱BDS相關系統資料：當發生冷卻劑喪失、主系統溫度升高事故時，蒸汽發生器排污系統系列對應的流量控制閥(V006)和排污隔離閥(V005)自動關閉，從而保護電離除鹽裝置。可以看出該事故處理方案，只是簡單對故障排污管線進行隔離，然而對應蒸汽發生器的水質仍然需要進行凈化，否則會導致嚴重的后果。因此當BDS熱交換器發生泄漏事故，為維持二次側水凈化的功能，本文認為可以將故障系統的排污水旁切換至正常系列中，維持蒸汽發生器水質凈化。

第一種事故解決方案仿真設計，運行工況設計如下：當熱交換器A發生泄漏，將故障系列蒸汽發生器排污流通過閘閥V002和V004旁通至正常系列。具體操作：1600秒觸發破口事故，由圖4可知110秒后會達到閾值，1700秒立刻關閉故障系列的隔離閥，根據系統設計書可知隔離閥是快速閥門，所以行程時間為3秒，所以無法進行改變，但可以在關閉隔離閥之后20秒，打開旁通閥，旁通閥的行程時間為40秒。仿真結果如圖5-圖8所示。

圖5 正常系列熱交換器出口溫度隨時間變化曲線

圖6 正常系列EDI入口流量隨時間變化曲線圖

圖7 各支路入口流量隨時間變化曲線圖

圖8 正常系列EDI入口壓力隨時間變化曲線

通過圖5可以看出，當隔離事故系列，并打開旁通支路，將事故系列的排污水引入正常系列后，正常系列的溫度先降低后升高最后達到穩定，整個過程中正常系列的EDI模塊溫度低于閾值溫度，但是通過圖6可以看出管道內會出現一個振蕩現象，正負流量的峰值為(-6.8%，1.9%)。通過圖7分析可知，當打開旁通閥后，事故系列蒸汽發生器與正常系列蒸汽發生器出口流量變為原來流量的50%，水錘現象是由于截止閥的快速關閉，流量的階躍式變化所引發的。通過圖8可以看出，由于水錘現象的存在導致正常系列管道壓力產生波動。并且EDI入口壓力接近閾值1MPa，為了防止壓力波動對設備造成損壞，所以有必要對該方案進行優化。

3.2.3 第二種事故解決方案仿真分析

為了解決第一種事故處理方案中的水錘問題，設計第二種事故解決方案。具體操作：1600秒觸發破口事故，1700秒時關閉氣動隔離閥V005A，設置行程時間為3秒，同時打開閥門V002和V004，設置行程時間為40秒。仿真結果如圖9-圖12所示。

圖9 優化后正常系列熱交換器出口溫度隨時間變化曲線

圖10 優化后正常系列EDI入口流量隨時間變化曲線圖

圖11 優化后各支路入口流量隨時間變化曲線圖

圖12 優化后正常系列EDI入口壓力隨時間變化曲線

由圖9-圖12所示，通過采用優化后操作方式，可以有效的減緩水錘幅值的大小，正負幅值僅為(-1.2%，1.3%)，同時管道內壓力波峰值僅僅達到0.325MPa，比優化前幅值減少了65.5%，很大程度減少了壓力波對管道系統的損害。

4 結論

BDS系統作為核動力裝置重要的輔助系統，對設備安全、換熱效率等等有重大影響，但是對其研究的相關文章量少，在實際運行過程中發生許多次故障，所以本文使用COSINE程序對BDS蒸汽發生器排污系統進行建模與仿真，在完成了調穩工作基礎上，對核動力裝置事故實際發生概率較高的換熱器破口事故開展事故分析計算。本文對核動力裝置操作進行優化改進和系統設計有一定的指導意義。最終得到結論如下：

1)仿真結果表明事故發生110秒后，EDI入口溫度達到閾值，所以電廠需要在110秒內處理破口事故。

2)為了保持事故系列蒸汽發生器水質凈化功能，可以利用疏水管線V002和V004將污水旁排至正常系列的凈化管線，并調節每個蒸汽發生器排污流量為原來50%。

3)直接關閉隔離閥V005由于流量的階躍變化，會導致管道內產生水錘現象。正負水錘峰值(-6.8%，1.9%)，并且會導致管道內壓力十分接近設計閾值，對系統設備存在較大安全隱患。

4)當運行人員進行事故操作時，應當同時關閉隔離閥和打開旁通支路V002和V004，可以有效減緩水錘效應，建議相關閥門應設計同步開關。

5)在換熱器的冷卻下，EDI出口水溫與CDS(設備冷卻系統)冷卻劑入口水溫敏感度較高，因此需要特別關注CDS系統水溫的變化