AP1000核電廠典型的運行瞬態(tài)分析

劉立欣 鄭利民 周全福

(上海核工程研究設(shè)計院 上海 200233)

核電廠運行瞬態(tài)是指在核電廠功率運行期間經(jīng)?；蚨ㄆ诎l(fā)生的瞬態(tài)事件，如核電廠升溫升壓或降溫降壓，以及在允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化等[1]。根據(jù)設(shè)計要求，在核電廠運行瞬態(tài)下，運行參數(shù)與反應(yīng)堆保護系統(tǒng)整定值之間應(yīng)具有足夠的裕量，不應(yīng)觸發(fā)反應(yīng)堆保護系統(tǒng)動作。為此，需要通過核電廠運行瞬態(tài)分析研究，驗證核電廠控制系統(tǒng)的有效性。

本文主要分析核電廠五個典型的運行瞬態(tài)工況，包括：10%階躍負(fù)荷增大(15%FP至25%FP)、10%階躍負(fù)荷減小(100%FP至 90%FP)、5%FP/min線性負(fù)荷增大(30%FP至 100%FP)、額定功率下全部甩負(fù)荷至帶廠用負(fù)荷運行以及反應(yīng)堆停堆。在分析中，重點模擬AP1000六大主要控制系統(tǒng)，包括反應(yīng)堆功率控制、反應(yīng)堆快速降功率、主蒸汽旁排控制、穩(wěn)壓器液位控制、穩(wěn)壓器壓力控制以及蒸汽發(fā)生器水位－給水控制系統(tǒng)等。分析驗證了在典型的運行瞬態(tài)下核電廠可滿足設(shè)計要求，不觸發(fā)反應(yīng)堆停堆保護信號，依靠控制系統(tǒng)就可使核電廠達到安全穩(wěn)態(tài)運行，且具有較大的運行裕量。

1 分析方法和假設(shè)

1.1 分析方法

應(yīng)用RELAP5程序進行核電廠運行瞬態(tài)分析。RELAP5程序是美國愛達荷國家工程實驗室(INEL)研制的輕水堆系統(tǒng)瞬態(tài)熱工水力分析程序，基于瞬態(tài)一維、兩相流體、六方程水力學(xué)和一維熱傳導(dǎo)及點堆中子動力學(xué)模型，可用于模擬輕水堆反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)失水事故(LOCA)、未能實現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)、主蒸汽管道破裂(MSLB)、喪失給水(LOFW)等事故和瞬態(tài)熱工水力行為，是現(xiàn)有的物理模型較完善且國際公認(rèn)應(yīng)用最為廣泛的大型瞬態(tài)系統(tǒng)分析程序之一。

應(yīng)用RELAP5程序，主要模擬AP1000核電廠RCS兩條環(huán)路，每條環(huán)路包括一個熱段、蒸汽發(fā)生器、2個冷段和兩臺屏蔽泵。穩(wěn)壓器設(shè)置在RCS環(huán)路1，堆芯補水箱(CMT)平衡管線與RCS環(huán)路2的冷段相連。安注箱、CMT出口下泄管線和安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)與反應(yīng)堆壓力容器直接注射管線(DVI)相連。詳細系統(tǒng)節(jié)點劃分如圖1所示。

1.2 CENTS程序簡介

美國西屋公司主要應(yīng)用 CENTS程序[2]進行AP1000核電廠運行瞬態(tài)分析。CENTS程序可用于模擬核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)(NSSS)及其控制系統(tǒng)響應(yīng)，可計算 PWR在正?；虍惓９r(包括事故)下系統(tǒng)和設(shè)備參數(shù)，可選擇模擬核電廠控制系統(tǒng)，是 PWR核電廠瞬態(tài)分析的一個非常靈活和實用的工具。

CENTS程序非平衡、非均勻模型適用于單相和兩相流體分析，包括強迫對流、自然對流等。程序可模擬各種故障及操縱員動作，如穩(wěn)態(tài)運行、功率變化、給水泵失效、喪失汽機負(fù)荷、喪失給水、主蒸汽管道破裂、蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂、未能實現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)、彈棒事故、失水事故、運行瞬態(tài)，以及由設(shè)備、控制系統(tǒng)故障引起的事故。

圖1 RELAP5程序AP1000核電廠系統(tǒng)節(jié)點劃分Fig.1 Nodalization diagram of AP1000 with RELAP5 code.

1.3 RELAP5程序穩(wěn)態(tài)初始化

在確定AP1000核電廠系統(tǒng)節(jié)點劃分、建立程序基本數(shù)據(jù)集后，開始程序穩(wěn)態(tài)調(diào)試(又稱穩(wěn)態(tài)初始化)[3]，通過調(diào)整程序輸入?yún)?shù)，確定穩(wěn)態(tài)初始化參數(shù)。在穩(wěn)態(tài)調(diào)試分析中，一些重要參數(shù)采用最佳估算值或名義值，同時，需要根據(jù)核電廠主要運行參數(shù)的變化范圍，針對各參數(shù)的穩(wěn)態(tài)目標(biāo)值的要求進行調(diào)試?？紤]到各參數(shù)之間的相互影響，需要兼顧一回路系統(tǒng)參數(shù)與二回路系統(tǒng)參數(shù)的相互影響。

穩(wěn)態(tài)調(diào)試的主要過程包括：①設(shè)定反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的穩(wěn)態(tài)調(diào)試的初始值；②調(diào)整一回路系統(tǒng)流量；③調(diào)整穩(wěn)壓器壓力和水位；④調(diào)整反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Tavg；⑤調(diào)整蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽和給水參數(shù)。

基于上述過程，可實現(xiàn)RELAP5程序穩(wěn)態(tài)初始化。此后，若要進行核電廠運行瞬態(tài)計算分析，還需建立核電廠控制系統(tǒng)的分析模型。

1.4 初始條件及假設(shè)

在分析中，主要模擬一回路系統(tǒng)(包括：反應(yīng)堆冷卻劑泵、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器)、二回路系統(tǒng)(包括：汽輪機，主給水系統(tǒng)及相關(guān)設(shè)備)、穩(wěn)壓器安全閥、主蒸汽大氣釋放閥和安全閥及安全相關(guān)設(shè)備等。

在AP1000運行瞬態(tài)分析中，重要參數(shù)采用最佳估算值或名義值，主要的初始條件如下[4]：反應(yīng)堆熱功率為 3400MWt，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度為300.9℃，15%額定功率下反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度為293.0℃，30%額定功率下反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度為294.4℃，RCS壓力為 15.5MPa，穩(wěn)壓器水位為6.07m(本分析采用最新的穩(wěn)器設(shè)計參數(shù)，其自由容積、直徑和高度分別為59.5m3、2.54m和12.63m)。在分析中，假設(shè)反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)、反應(yīng)堆快速降功率系統(tǒng)、主蒸汽旁排系統(tǒng)、給水控制系統(tǒng)(SG水位控制系統(tǒng)) 、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)和穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)均有效，穩(wěn)壓器安全閥和主蒸汽安全閥均有效。

1.5 控制系統(tǒng)

本分析模擬核電廠主要控制系統(tǒng)[5]，以驗證在核電廠運行瞬態(tài)下控制系統(tǒng)能在不觸發(fā)保護系統(tǒng)動作的情況下自動使系統(tǒng)運行參數(shù)趨于穩(wěn)定。因此，模擬控制系統(tǒng)是必需的。

如前所述，分析模擬六大控制系統(tǒng)[6]：

①反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)：其功能是控制反應(yīng)堆功率和堆芯功率分布。反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)可通過調(diào)節(jié)控制棒位置，實現(xiàn)反應(yīng)堆功率控制。

②反應(yīng)堆快速降功率系統(tǒng)：在大幅度負(fù)荷減小(>50%)瞬態(tài)下，通過將預(yù)定的控制棒組件插入堆芯使反應(yīng)堆功率快速減小。這使得對主蒸汽旁排系統(tǒng)的容量需求減小，主蒸汽旁排容量僅為40%額定蒸汽流量，它遠小于常規(guī)核電廠主蒸汽旁排容量。

③主蒸汽旁排控制系統(tǒng)：與反應(yīng)堆快速降功率系統(tǒng)一起，可容納由額定功率下全部甩負(fù)荷引起的負(fù)荷變化，在不觸發(fā)反應(yīng)堆停堆前提下將核電廠帶至廠用負(fù)荷運行狀態(tài)。

④穩(wěn)壓器液位控制系統(tǒng)：當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑溫度變化引起冷卻劑密度和水體積變化時，它可通過調(diào)節(jié)RCS上充和下泄流量，將穩(wěn)壓器液位調(diào)至程序液位控制帶內(nèi)，不觸發(fā)穩(wěn)壓器高液位/低液位保護整定值。

⑤穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)：它通過調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器比例和備用電加熱器功率，將穩(wěn)壓器壓力維持在目標(biāo)值。在核電廠運行瞬態(tài)下，不應(yīng)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆或?qū)ＴO(shè)安全設(shè)施信號。

⑥蒸汽發(fā)生器液位控制系統(tǒng)：AP1000采用數(shù)字化控制系統(tǒng)，在核電廠功率運行下，其給水控制系統(tǒng)可實現(xiàn)全程自動控制。

2 計算結(jié)果分析

基于上述分析方法，針對AP1000核電廠五個典型的運行瞬態(tài)進行計算分析，圖2至圖25提供了主要計算結(jié)果及與CENTS程序分析結(jié)果的比較。

2.1 10%階躍負(fù)荷增大(15%FP至25%FP)

對于10%階躍負(fù)荷增大瞬態(tài)(15%FP至25%FP)分析，反應(yīng)堆控制系統(tǒng)有效且不考慮穩(wěn)壓器壓力和水位控制。因汽機負(fù)荷瞬時增大，使蒸汽發(fā)生器傳熱率迅速增大，導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑的溫度和壓力降低，由此引起在反應(yīng)堆控制系統(tǒng)調(diào)節(jié)作用下，將反應(yīng)堆功率、反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度、穩(wěn)壓器水位等分別調(diào)至與汽機負(fù)荷相對應(yīng)的目標(biāo)值范圍內(nèi)。

該瞬態(tài)的主要計算結(jié)果詳見表1和圖2至圖5。在該瞬態(tài)下，在反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)作用下，系統(tǒng)參數(shù)將趨于穩(wěn)定，未觸發(fā)穩(wěn)壓器高壓和低壓停堆信號。

2.2 10%階躍負(fù)荷減小(100%FP至90%FP)

對于10%階躍負(fù)荷減小瞬態(tài)(100%FP至90%FP)分析，反應(yīng)堆控制系統(tǒng)有效且不考慮穩(wěn)壓器壓力和水位控制。因汽機負(fù)荷瞬時減小，這將蒸汽發(fā)生器傳熱率迅速減小，導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑的溫度和壓力升高，由此引起反應(yīng)堆冷卻劑體積膨脹、穩(wěn)壓器水位上升。該瞬態(tài)的主要計算結(jié)果詳見表 1和圖6至圖9。在該瞬態(tài)下，在反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)作用下，系統(tǒng)參數(shù)將趨于穩(wěn)定，未觸發(fā)穩(wěn)壓器高壓和高水位停堆信號。

圖2 反應(yīng)堆功率和汽機負(fù)荷Fig.2 Reactor power and turbine load.

圖3 反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Fig.3 Average coolant temperature.

圖4 穩(wěn)壓器水位Fig.4 Pressurizer water level.

圖5 穩(wěn)壓器壓力Fig.5 Pressurizer pressure.

表1 主要分析結(jié)果Table 1 Main analysis results.

圖6 反應(yīng)堆功率和汽機負(fù)荷Fig.6 Reactor power and turbine load.

圖7 反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Fig.7 Average coolant temperature.

圖8 穩(wěn)壓器水位Fig.8 Pressurizer water level.

圖9 穩(wěn)壓器壓力Fig.9 Pressurizer pressure.

2.3 5%FP/min線性負(fù)荷增大(30%FP至100%FP)

對于汽機負(fù)荷以5%FP/min的速率線性負(fù)荷增大瞬態(tài)(30%FP~100%FP)分析，考慮所有的控制系統(tǒng)有效。因汽輪機負(fù)荷線性增大，使反應(yīng)堆功率也隨著汽機負(fù)荷增大，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度及穩(wěn)壓器壓力初始時有所下降，隨后逐漸增大，最后通過控制系統(tǒng)的調(diào)節(jié)作用使反應(yīng)堆穩(wěn)定在額定功率所對應(yīng)的穩(wěn)定狀態(tài)下。與汽機負(fù)荷階躍變化相比，線性變化所引起的各參數(shù)的變化相對較平緩。計算結(jié)果詳見表1和圖10至圖13。在該瞬態(tài)下，未觸發(fā)反應(yīng)堆高壓和高水位停堆信號。

圖10 反應(yīng)堆功率和汽機負(fù)荷Fig.10 Reactor power and turbine load.

圖11 反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Fig.11 Average Coolant Temperature.

圖12 穩(wěn)壓器水位Fig.12 Pressurizer water level.

圖13 穩(wěn)壓器壓力Fig.13 Pressurizer pressure.

2.4 全部甩負(fù)荷至帶廠用負(fù)荷運行

對于全部甩負(fù)荷至帶廠用負(fù)荷運行瞬態(tài)分析，考慮所有的控制系統(tǒng)有效。在額定功率下，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度和穩(wěn)壓器水位較高。在該運行瞬態(tài)下，因汽輪機負(fù)荷瞬時減至 5%額定蒸汽流量，使蒸汽發(fā)生器的傳熱量急劇減少，這將導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑溫度和壓力驟升，反應(yīng)堆冷卻劑溫度升高使其體積膨脹、穩(wěn)壓器水位升高。由于反應(yīng)堆快速降功率系統(tǒng)、反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)和主蒸汽旁排系統(tǒng)的作用，一方面將反應(yīng)堆功率和冷卻劑平均溫度分別調(diào)至與汽輪機負(fù)荷相對應(yīng)的功率水平和冷卻劑平均溫度的目標(biāo)值范圍內(nèi)；另一方面，主蒸汽旁排系統(tǒng)通過調(diào)節(jié)主蒸汽的排量，大大緩解反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一回路與二回路系統(tǒng)之間的能量失衡，將反應(yīng)堆冷卻劑的溫度和壓力控制在一定的范圍內(nèi)。計算結(jié)果詳見表1及圖14至圖19。該瞬態(tài)下，未觸發(fā)反應(yīng)堆高壓和高水位停堆信號。

圖14 反應(yīng)堆功率和汽機負(fù)荷Fig.14 Reactor Power and Turbine Load.

圖15 反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Fig.15 Average coolant temperature.

圖16 穩(wěn)壓器水位Fig.16 Pressurizer water level.

圖17 穩(wěn)壓器壓力Fig.17 Pressurizer pressure.

圖18 SG蒸汽壓力Fig.18 SG steam pressure.

圖19 主蒸汽旁排流量Fig.19 Steam dump flow.

2.5 額定功率下反應(yīng)堆停堆

額定功率下反應(yīng)堆停堆工況分析，考慮所有的系統(tǒng)有效。在額定功率下，反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度和穩(wěn)壓器水位較高，且反應(yīng)堆功率從額定功率降至衰變功率，反應(yīng)堆冷卻劑的溫度變化范圍最大、其體積可收縮至最小值，穩(wěn)壓器水位將會達到最低值。在該運行瞬態(tài)下，因在反應(yīng)堆停堆后，反應(yīng)堆功率迅速減小，而汽輪機隨后才停機，這樣，反應(yīng)堆功率與汽輪機負(fù)荷失配，它將導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑的溫度和壓力降低，反應(yīng)堆冷卻劑溫度降低將使其體積收縮、穩(wěn)壓器水位降低。由于控制系統(tǒng)有效，主蒸汽旁排系統(tǒng)通過調(diào)節(jié)主蒸汽的排量，大大緩解反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)一回路與二回路系統(tǒng)之間的能量失衡，將反應(yīng)堆冷卻劑溫度和壓力控制在一定的范圍內(nèi)。計算結(jié)果詳見表1及圖20至圖25。該瞬態(tài)下，未觸發(fā)專設(shè)安全設(shè)施整定值信號。

圖20 反應(yīng)堆功率和汽機負(fù)荷Fig.20 Reactor Power and Turbine Load.

圖21 反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度Fig.21 Average coolant temperature.

圖22 穩(wěn)壓器水位Fig.22 Pressurizer water level.

圖23 穩(wěn)壓器壓力Fig.23 Pressurizer pressure.

圖24 SG蒸汽壓力Fig.24 SG steam pressure.

圖25 主蒸汽旁排流量Fig.25 Steam dump flow.

3 結(jié)論

本文提供了AP1000核電廠運行瞬態(tài)工況的分析結(jié)果。通過五種典型運行瞬態(tài)的分析，證明AP1000核電廠在運行瞬態(tài)工況下不會觸發(fā)核電廠保護系統(tǒng)動作，僅依靠反應(yīng)堆控制系統(tǒng)就可使核電廠達到新的安全穩(wěn)定狀態(tài)。本文模擬的核電廠控制系統(tǒng)的設(shè)計參數(shù)取自于美國西屋公司有關(guān) AP1000控制系統(tǒng)的設(shè)計值，其中主要設(shè)計參數(shù)的敏感性分析以及對計算結(jié)果的影響將在后續(xù)工作中進行深入研究。

1 林誠格. 非能動安全先進核電廠AP1000[M]. 北京: 原子能出版社, 2008 LIN Chengge. Passive safety of advanced nuclear power plants AP1000[M], Beijing: Atomic Energy Press, 2008

2 Box P O. User’s manual for the CENTS Code[Z], Vol.1,2005

3 User’s Manual of RELAP5/MOD3.2 Code[Z], Vol.2,NUREG/CR-5535, 1995.7

4 Wiseman D A. AP1000 Plant Parameters[Z], 2003.11

5 孫漢虹. 第三代核電技術(shù)AP1000[M]. 北京: 中國電力出版社, 2010 SUN Hanhong. Third-generation nuclear power technology AP1000[M]. Beijing: China Electric Power Press, 2010

6 AP1000 Plant Description and Safety Analysis Report[R],WCAP-15612 (Non-Proprietary), US Westinghouse Co.Ltd., PA,USA, 2000

7 ZHENG Limin. Pressurizer volume demonstration analysis[R], Proceeding of 13th International Conference on Nuclear Engineering(ICONE13), ICONE13-50569,May 16-20, 2005, Beijing, China