非能動核電廠冷卻劑完全喪失強(qiáng)迫流動事故分析

柯曉

摘 要：文章針對非能動電廠的特性，采用改進(jìn)的分析方法，對反應(yīng)堆冷卻劑完全喪失強(qiáng)迫流動事故進(jìn)行計算，并對相關(guān)參數(shù)進(jìn)行敏感性分析。

關(guān)鍵詞：喪失全部流動；惰轉(zhuǎn)；DNBR

1 前言

本文計算目的是對AP1000內(nèi)陸電廠完全喪失強(qiáng)迫流動事故進(jìn)行分析。本文計算使用LOFTRAN、VIPRE和FACTRAN程序。

2 分析方法與假設(shè)條件

2.1 分析方法

非能動核電廠的失流事故設(shè)計與目前在役電廠有質(zhì)的不同，因?yàn)樵O(shè)計中采用了屏蔽泵和雙冷段設(shè)計。

AP1000內(nèi)陸核電廠與現(xiàn)役常規(guī)電廠的關(guān)鍵差異在于：

（1）使用主泵低轉(zhuǎn)速停堆功能，而不是低頻率停堆。

（2）對于全部失流事故，考慮堆芯流量降低而使用較短的落棒時間。

本文第4.2節(jié)對母線頻率降低速率事故進(jìn)行評價（對于降頻率事故，大亞灣核電廠分析中頻率下降的速率假定為4Hz/s，因國家核安全局對頻率下降速率沒有給出明確的規(guī)定，目前暫保守地使用5Hz/s的降頻率速率進(jìn)行分析）。得到如下結(jié)論：低頻率事件的事故后果沒有RCP自由惰轉(zhuǎn)事件嚴(yán)重。

2.2 假設(shè)條件

計算中，初始工況為熱態(tài)滿功率條件，采用最小測量流量（MMF）的名義運(yùn)行工況，不考慮功率、溫度、壓力和流量的不確定性，考慮10%的SG堵管。假設(shè)條件考慮如下：

（1）反應(yīng)堆緊急停堆信號

在全部失流事故中，由保護(hù)和安全監(jiān)控系統(tǒng)（PMS）提供四取二的主泵低轉(zhuǎn)速緊急停堆功能。單一失效假設(shè)一個停堆系列失效，但不影響PMS的停堆功能。

RCS低流量作為多樣性停堆功能的備用信號。每個冷段設(shè)置了4個流量傳感器。

（2）控制系統(tǒng)

穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)無效。

蒸汽旁排（汽輪機(jī)旁通）無效。

棒控系統(tǒng)無效。

主給水控制假設(shè)在初始滿功率條件到停堆前可運(yùn)行。停堆后，主給水系統(tǒng)假設(shè)終止流量。

不模擬啟停給水投入。

（3）堆芯中子動力學(xué)參數(shù)

（4）停堆反應(yīng)性

AP1000使用屏蔽冷卻劑泵。該類型泵的下滑速率大大高于現(xiàn)役電廠外帶飛輪的冷卻劑泵。為增加全部失流事故余量，考慮RCS流量降低的效應(yīng)，事故分析中使用的停堆反應(yīng)性引入曲線的落棒時間更短，控制棒下落至緩沖段的時間為2.09s，完全插入堆芯所用時間為2.85s。而在全流量分析中，這兩個時間分別為2.47s和3.368s。

（5）堆芯DNBR計算

在失流事故中，對應(yīng)堆芯最小DNBR的時刻冷卻劑溫度沒有明顯增加。因此，冷卻劑溫度假設(shè)保持為初始值。另外，不考慮壓力升高對堆芯DNBR的好處。壓力假定保持為初始值。

3 驗(yàn)收準(zhǔn)則

根據(jù)ANSI N18.2-1973[1]對設(shè)計基準(zhǔn)事故進(jìn)行分類。在ANSI N18.2-1973中，全部失流事故被歸類為“稀有事故”，即Ⅲ類工況?？紤]到事故分類和驗(yàn)收準(zhǔn)則的設(shè)定，美國NRC不采用ANSI N18.2-1973的準(zhǔn)則。NRC的驗(yàn)收準(zhǔn)則在“NUREG-0800-標(biāo)準(zhǔn)審查大綱”[2]第15.2節(jié)中給出。NRC將全部失流事故視為“中等頻率事故”。SRP的驗(yàn)收準(zhǔn)則如下：

準(zhǔn)則1：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)的壓力必須低于其設(shè)計壓力的110%

對于超壓計算而言，失流事故可由汽機(jī)甩負(fù)荷/汽機(jī)停機(jī)（LOL/TT）包絡(luò)。LOL/TT的假設(shè)條件對計算RCS系統(tǒng)和MSS系統(tǒng)壓力瞬態(tài)是足夠保守的。在失流事故中，停堆后汽機(jī)停機(jī)。而在LOL/TT中，汽機(jī)停機(jī)是始發(fā)事件。在LOL/TT中，一次側(cè)和二次側(cè)的功率不匹配和RCS、MSS升溫升壓瞬態(tài)比失流事故嚴(yán)重。因此，對于失流事故，不必計算MSS壓力。

準(zhǔn)則2：須保持燃料棒包殼完整性，即堆芯最小DNBR必須高于壓水堆95/95限值。

以上準(zhǔn)則由最小DNBR高于95/95 DNBR限值所滿足。根據(jù)參考文獻(xiàn)，AP1000在分析中使用了RTDP方法，其DNBR安全分析限值為1.50。

準(zhǔn)則3：在沒有其它獨(dú)立發(fā)生的故障情況下，中等頻率事故不應(yīng)導(dǎo)致更嚴(yán)重的電廠條件。

該準(zhǔn)則由穩(wěn)壓器安全閥保持可用性滿足。西屋公司保守地應(yīng)用了更嚴(yán)格的Ⅱ類工況準(zhǔn)則，即不能通過穩(wěn)壓器安全閥排水。對于失流事故，穩(wěn)壓器不會發(fā)生滿溢。因此，在沒有發(fā)生其它故障情況下，失流瞬態(tài)將不會導(dǎo)致更嚴(yán)重的電廠條件。

4 計算結(jié)果

本文分析兩個全部失流工況，分別為低轉(zhuǎn)速工況和低頻率工況，并進(jìn)行了DNBR子通道計算的敏感性分析，得出關(guān)于軸向功率分布影響的相關(guān)結(jié)論。

4.1 低轉(zhuǎn)速工況

該事件分析中使用VIPRE子通道程序計算堆芯DNBR。為進(jìn)行堆芯DNBR分析，需提供由LOFTRAN程序和FACTRAN程序分析得到的狀態(tài)點(diǎn)?？梢姡矐B(tài)過程中，堆芯最小DNBR值為1.515，大于安全分析限值1.5。冷卻劑泵持續(xù)惰轉(zhuǎn)，同時，可建立自然循環(huán)流動。在反應(yīng)堆停堆后，核電廠將達(dá)到穩(wěn)定狀態(tài)，隨后可以實(shí)施正常停閉的操作。

4.2 低頻率工況

在低頻率事件中，假定標(biāo)準(zhǔn)的頻率降低速率為5Hz/s且為常數(shù)。低頻率瞬態(tài)將使得RCP轉(zhuǎn)速隨著頻率降低速率成比例下降。假定冷卻劑流量與RCP轉(zhuǎn)速成比例，而轉(zhuǎn)速與頻率成線性關(guān)系。因此，該事件中流量隨時間變化可以手算得到。

假設(shè)初始電網(wǎng)頻率為50Hz，頻率降低速率為5Hz/s。

與在役電廠不同，AP1000自由惰轉(zhuǎn)導(dǎo)致的失流事故比按5Hz/s降低頻率導(dǎo)致的失流事故嚴(yán)重。這是因?yàn)锳P1000使用了屏蔽泵。該類型泵飛輪封閉在一個密閉的腔體內(nèi)，其慣量比傳統(tǒng)的軸封泵外掛飛輪小很多。由于主泵自由惰轉(zhuǎn)工況包絡(luò)了低頻率工況，所以對低頻率工況將不作計算。

5 結(jié)論與討論

安全分析報告所使用的最終工況為工況1。全部失流瞬態(tài)導(dǎo)致的最小DNBR為1.515，而其DNBR安全分析限值為1.50，滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求。其瞬態(tài)壓力低于壓力設(shè)計限值。

參考文獻(xiàn)

[1]ANSI N18.2-1973，“Nuclear Safety Criteria for the Design of Pressurized Water Reactor Plants”，August 1973.

[2]NUREG-0800，Rev.I，Standard Review Plan for the Review of Salty Analysis Reports for Nuclear Power Plants，LWR Edition，July 1981.