AP1000核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏分析

路 璐　鄭利民（上海核工程研究設(shè)計院　上海 200233）

AP1000核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏分析

路 璐鄭利民
（上海核工程研究設(shè)計院上海 200233）

第三代AP1000非能動核電廠的主要特征是采用非能動安全原理，使核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物大幅度簡化，安全性、可靠性、經(jīng)濟性大幅度提高，以滿足美國先進輕水堆業(yè)主要求文件的基本要求。本文針對美國業(yè)主要求文件（Utility Requirements Document, URD）第三卷第五章《專設(shè)安全系統(tǒng)》中對非能動先進輕水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力控制功能的要求：在很小的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System, RCS）凈泄漏率（不大于2.27m3·h-1）條件下，具有足夠的系統(tǒng)冷卻劑裝量及補水能力，以保證在8h （28800s）內(nèi)不會觸發(fā)自動降壓系統(tǒng)而進行計算分析，本分析采用安全分析報告小破口失水事故（Loss of coolant accident, LOCA）分析采用的NOTRUMP程序，分析結(jié)果表明AP1000核電廠可滿足上述美國URD要求。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏，自動降壓系統(tǒng)，業(yè)主要求文件

美國電力研究所（Electric Power Research Institute, EPRI）在1990年首次公布“先進輕水堆業(yè)主要求文件”（Advanced Light Water Reactor Utility Requirement Document, ALWR URD）。這一文件包括4種特定的ALWR概念：壓力抑制安全殼的改進型沸水堆和干式安全殼的改進型壓水堆，以及壓力抑制安全殼的非能動沸水堆和干式安全殼的回路型非能動壓水堆。URD針對改進型和非能動型兩大類ALWR分別提出了著名的14條關(guān)鍵性政策，涉及簡單化、設(shè)計裕量、人因、安全（事故預(yù)防與緩解）、設(shè)計基準與安全裕度、管理穩(wěn)定性、標(biāo)準化、成熟技術(shù)、可維護性、可建造性、質(zhì)量保證、經(jīng)濟性、預(yù)防人為破壞、睦鄰友好（對于環(huán)境和居民）。長達6000多頁包含20000條技術(shù)要求的URD為先進輕水堆的開發(fā)建立了一整套完備的技術(shù)框架和管理框架［1］。

后來，EPRI在2003年2月10日發(fā)布的AP1000符合先進輕水堆業(yè)主要求文件的評估報告［2］中，做出了AP1000的設(shè)計與ALWR URD（第三卷）相符的結(jié)論。

本文針對URD第三卷第五章《專設(shè)安全系統(tǒng)》中針對非能動先進輕水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（Reactor Coolant System, RCS）壓力控制功能提出的一項要求［3］，即：對于自動降壓系統(tǒng)，要求在很小的RCS凈泄漏率（不大于2.27 m3·h-1）條件下，具有足夠的系統(tǒng)冷卻劑裝量及補水能力，以保證在8h（28800s）內(nèi)不會觸發(fā)自動降壓系統(tǒng)，進行計算分析，論證AP1000核電廠滿足上述要求。

1　AP1000核電廠ADS系統(tǒng)簡介

AP1000核電廠自動卸壓系統(tǒng)（Automatic Depressurization System, ADS）是專設(shè)安全系統(tǒng)的特有系統(tǒng)。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（Passive Core Cooling System, PXS）設(shè)置堆芯補水箱（Core Makeup Tank, CMT）和安全殼內(nèi)置換料水箱（In-containment Refueling Water Storage Tank, IRWST）的非能動重力注射功能分別代替常規(guī)壓水堆核電廠高壓安注和低壓安注系統(tǒng)的功能。由于受CMT高壓安注水的水量和IRWST低壓安注的壓頭所限，對于不同破口尺寸的小破口失水事故（Lost of Coolant Accident, LOCA），為有效地銜接高壓、中壓和低壓注射，需要ADS系統(tǒng)實現(xiàn)RCS可控降壓功能［4-5］。

AP1000核電廠設(shè)置四級ADS閥門，ADS第1級、第2級和第3級閥門由穩(wěn)壓器頂部引出，通過卸壓噴頭排向IRWST；ADS第4級閥門與RCS熱段相連，流體將直接排向安全殼大氣，其布置參見圖1。

根據(jù)CMT低-1水位整定值信號觸動ADS第1級閥門開啟，在一定的延遲時間后，ADS第2級和第3級閥門依次打開；根據(jù)CMT低-2水位整定值信號觸發(fā)ADS第4級閥門開啟。

圖1　AP1000核電廠ADS 第1-4級閥門及管線布置Fig.1　Layout of ADS stage 1 to 4 valves and pipes for passive power plant.

2　計算模擬及分析

本文應(yīng)用NOTRUMP程序進行計算分析，NOTRUMP程序是一個一維的系統(tǒng)分析程序，在此程序中，將RCS系統(tǒng)劃分為若干個控制容積，并通過流道互相連接。應(yīng)用整個系統(tǒng)的質(zhì)量、能量和動量守恒方程，確定系統(tǒng)的瞬態(tài)響應(yīng)［6-7］。

在分析中，NOTRUMP程序的使用涉及將堆芯模擬成一個具有汽泡上升模型的加熱的多個控制容積，允許計算瞬時的混合水位。程序的多節(jié)點劃分能力可清晰和詳細地模擬多個系統(tǒng)部件［8］。

本文計算冷段小破口失水事故，計算自零時刻發(fā)生破口至事故后30000s的瞬態(tài)過程，在瞬態(tài)前計算100s的穩(wěn)態(tài)過程。

在穩(wěn)態(tài)計算完成后，在瞬態(tài)計算中增加RCS冷段小破口的模擬及穩(wěn)壓器安全閥的模擬。在計算中采用的主要條件如下：

1） 模擬非能動安全系統(tǒng)的隔離閥；

2） 模擬穩(wěn)壓器安全閥；

3） 堆芯衰變熱模型采用ANS-1971標(biāo)準的衰變熱曲線，并考慮+20%的不確定性；

4） 當(dāng)穩(wěn)壓器水位降至其低-2水位時，在考慮一定的時間延遲后將會觸發(fā)“S”信號，將由“S”信號觸發(fā)反應(yīng)堆停堆信號；

5） 根據(jù)“S”信號，將開啟CMT注射管線的隔離閥，假設(shè)該閥門線性開啟；

6） 由“S”信號觸動主給水隔離閥關(guān)閉；

7） 由CMT低-1水位信號并在一定的延遲時間后觸發(fā)ADS第1級閥門開啟，此后，ADS第2級和第3級閥門將根據(jù)時間延遲依次開啟；

8） IRWST模擬成兩個相連的流體節(jié)點，較低的節(jié)點與反應(yīng)堆壓力容器直接注射管線（Direct Vessel Injection, DVI）相連，作為依靠重力壓頭驅(qū)動注射到DVI管線的水源。較高的節(jié)點作為與穩(wěn)壓器連接的ADS第1-3級閥門排放出口和非能動余熱排出（Passive Residual Heat Removal, PRHR）熱交換器的熱阱；

9） 瞬態(tài)中不模擬化學(xué)和容積控制系統(tǒng)（Chemical and Volume Control System, CVS）的投入。

根據(jù)上述描述，本文對AP1000核電廠RCS泄漏進行了模擬計算，主要計算結(jié)果詳見圖2-11。

由穩(wěn)壓器壓力（圖2）的變化可見，在零時刻發(fā)生破口后，RCS系統(tǒng)壓力開始緩慢下降，穩(wěn)壓器水位（圖3）也將逐漸下降，直至在事故后約21 690 s，將會達到穩(wěn)壓器低-2水位整定值，延遲2s將會觸發(fā)“S”信號，CMT注射管線上的隔離閥開啟，CMT進入再循環(huán)階段（圖4），CMT中原有的冷流體逐漸由RCS冷段的熱流體所替代，CMT中流體溫度逐漸上升（圖5），但是，在整個瞬態(tài)過程中CMT一直為滿水位，未出現(xiàn)空泡（圖6）。

圖2　穩(wěn)壓器壓力Fig.2　Pressurizer pressure.

圖3　穩(wěn)壓器混合水位Fig.3　Pressurizer mixture level.

圖4　CMT注入流量Fig.4　CMT injection flow.

圖5　CMT頂部節(jié)點溫度Fig.5　Liquid temperature in the top node of CMT.

圖6　CMT混合水位（CMT底部為零標(biāo)高）Fig.6　CMT mixture level （zero elevation is at the bottom of CMT）.

在CMT觸發(fā)并考慮延遲時間后開啟PRHR，其入口流量變化如圖7，PRHR熱交換器的熱阱為IRWST，在PRHR投入后，IRWST內(nèi)的流體溫度不斷上升（圖8）。堆芯衰變熱與PRHR熱移出率的對比詳見圖9，在反應(yīng)堆停堆后，堆芯衰變熱逐漸減小，在瞬態(tài)后期PRHR的帶熱能力已與堆芯衰變熱相當(dāng)。

圖7　PRHR入口流量Fig.7　Inlet flow of PRHR.

圖8　IRWST頂部節(jié)點溫度Fig.8　Liquid temperature in the top node of IRWST.

圖9　堆芯衰變熱與PRHR熱移出率（a） 0-30000s，（b） 20000-30000sFig.9　Reactor decay heat vs. Heat removal rate of PRHR.（a） 0-30000s, （b） 20000-30000s

RCS水裝量的變化詳見圖10，在破口發(fā)生后，RCS水裝量隨著破口流體的排出而逐漸減小，而在CMT投入后，CMT中的冷水進入RCS導(dǎo)致其水裝量逐漸上升，穩(wěn)壓器內(nèi)水位亦逐漸上升，壓力也相應(yīng)升高（圖2），在事故后約23560s，RCS壓力將會升高至穩(wěn)壓器安全閥開啟整定值，穩(wěn)壓器安全閥門將開啟并以恒定流量排放，此后，穩(wěn)壓器壓力維持恒定。

圖10　RCS水裝量Fig.10　Inventory of RCS.

破口體積流量變化詳見圖11，在零時刻發(fā)生破口后，初始破口體積流量約為2.80 m3·h-1，在30000s的瞬態(tài)過程中，破口流量整體大于2.27m3·h-1。

圖11　破口體積流量Fig.11　Volume flow at break.

因此，在整體流量大于2.27 m3·h-1的RCS凈泄漏率條件下，可保證有足夠的系統(tǒng)冷卻劑裝量及補水能力，在30000s的瞬態(tài)過程中CMT一直為滿水位，未下降至低水位整定值，在8h （28800s）之內(nèi)，不會觸發(fā)ADS系統(tǒng)投入，它滿足美國URD的相關(guān)要求。

3　結(jié)語

在美國URD中，針對非能動核電廠提出了許多特定的要求，本文針對其中的一項要求，即保證在2.27 m3·h-1凈泄漏率的小破口LOCA事故下不應(yīng)觸動ADS閥門進行了計算分析，計算采用安全分析報告適用于小破口LOCA分析的NOTRUMP程序，計算結(jié)果表明：在瞬態(tài)過程整體流量大于2.27 m3·h-1的RCS凈泄漏率條件下，CMT始終處于再循環(huán)階段，僅溫度有所上升，水位沒有降低，不會觸發(fā)ADS系統(tǒng)投入，滿足美國URD的相關(guān)要求。

1 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

2 Rodwell E. Assessment of AP1000 conformance with the ALWR URD［R］. U.S. Electric Power Research Institute, EPRI-1007741, 2003

3 Utility requirements document, volume III, chapter 5: engineered safety systems （Rev.7）［R］. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1995

4 Chen L. Study on impacts of ADS on AP1000 during SB-LOCA［C］. 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE21-15701, Chengdu, China, 2013

5 He S J. The analysis of AP1000 depressurization during small break LOCA［C］. 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE21-15968, Chengdu, China, 2013

6 樊普, 鄭堯瑤. 對NOTRUMP-AP600程序缺少動量通量項的評估與修正［J］. 原子能科學(xué)技術(shù), 2014, 48（5）: 861-866

FAN Pu, ZHENG Yaoyao. The NOTRUMP-AP600 program the lack of evaluation of momentum flux items with the modified［J］. Atomic Energy Science and Technology, 2014, 48（5）: 861-866

7 Fittante R L, Gagnon A F. NOTRUMP final validation report for AP600［R］. WCAP-14808, USA: Westinghouse Electric Corporation LLC, 1998

8 Wright R F. Simulated AP1000 response to design basis small-break LOCA events in APEX-1000 test facility［J］. Nuclear Engineering and Technology, 2007, 39（4）: 287-299. DOI: 10.5516/NET.2007.39.4.287

Analysis of reactor coolant system leak for AP1000 nuclear power plant

LU LuZHENG Limin

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China）

Background: The main design feature of Generation III passive power plant is that the passive safety principles are adopted, so the system, equipment and structure are simplified significantly, and the plant safety, reliability and economy are greatly improved. And the utility requirements document （URD） requirements are met by Generation III passive power plant. Purpose: In this paper, a calculation is made to analyze and verify that the requirement in URD volume III chapter 5 which is related to the automatic depressurization system （ADS） function is met. The requirement is that sufficient reactor coolant system （RCS） inventory and/or makeup shall be provided so that ADS initiation shall not be required for 8-h following a small leak of reactor coolant system, i.e., 2.27-m3·h-1of cold fluid in excess of available charging capacity. Methods: The small break loss of coolant accident （LOCA） safety analysis code NOTRUMP is used in this calculation. And NOTRUMP is a one dimension, system analysis code.

RCS leak, ADS, URD

LU Lu, female, born in 1984, graduated from Shanghai Jiaotong University with a master’s degree in 2008, major in nuclear science and

TL364

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.090603

——

CAP1400關(guān)鍵設(shè)計技術(shù)研究（中國國家能源局研究項目No.2011ZX06002-001）資助

路璐，女，1984年出生，2008年于上海交通大學(xué)核能科學(xué)與工程專業(yè)獲碩士學(xué)位，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工安全分析

Supported by Key Design Technology Research of CAP1400 （China National Energy Board Research Project No.2011ZX06002-001）

engineering, now engaged in the reactor thermal hydraulic safety analysis

2015-07-09，

2016-04-10

Results: The results show that the core makeup tanks （CMTs） remain in recirculation phase during the 2.27-m3·h-1leak of RCS transient. The water levels in CMTs do not decrease, and the ADS are not actuated accordingly.

Conclusion: The URD requirement described above that ADS initiation shall not be required for 8-h following a small leak of reactor coolant system, i.e., 2.27-m3·h-1of cold fluid in excess of available charging capacity is met for AP1000 nuclear power plant.