AP1000核电站非能动堆芯冷却系统分析及仿真

钱虹，辛浩，秦士民

（上海电力学院电力与自动化工程学院，上海 200090）

AP1000核电站的设计理念是在传统压水堆核电技术的基础上，引入安全系统非能动理念，使核电厂安全系统发生了重大的变化，属于创新型设计.由于采用了非能动安全系统，大大降低了发生人为错误的可能性，使AP1000核电站的安全性能得到了显著提高，操纵员宽限处理时间高达72 h.

本文针对目前自主化、国产化的需求，对核电站非能动堆芯冷却系统及其触发逻辑进行分析，并基于虚拟平台进行仿真和调试，以期为我国现阶段安全系统的研发提供参考.

1 非能动堆芯冷却系统分析

AP1000的非能动堆芯冷却和余热排出系统由非能动余热排出子系统、非能动安全注水子系统和安全壳内的pH控制子系统组成，主要包括一个非能动余热导出热交换器、两个堆芯补水箱（CMT）、两个安全注水箱（ACC）、一个pH调整化学药品的篮筐、一个安全壳内换料水箱（IRWST），以及相关的阀门、管道和仪表等设备，这些设备均被安置在钢制安全壳内部.该系统的功能与传统压水堆类似，在发生LOCA事故、弹棒事故、二回路主给水或主蒸汽管道破裂等设计基准事故时，为一回路提供硼化和冷却.

1.1 非能动余热排出系统

该系统又称为应急堆芯余热导出子系统，其主要设备是非能动余热导出热交换器［1］.该热交换器布置在换料水箱内，并将水箱内的水作为其冷却介质和热源.换料水箱的位置高于反应堆，热交换器入口管线与反应堆冷却剂系统1环路的主管道热段相连接，入口管路上装有一个常开的电动阀，以保证在正常运行时热交换器中的压力与冷却剂（RCS）压力相同，以防止在热交换器最初启动时发生水锤现象.同时，由于热交换器的传热管浸没在IRWST中，使得热交换器中的水温与换料水箱中的水温相同，因此在电厂运行期间就可以由温差和重力差建立并保持自然循环驱动压头.热交换器的出口管线与1#蒸发器冷段腔室相连接，出口管线上有两个并联常关气动阀，当这两个阀门收到安全驱动信号时，它们就会自动打开.这时，由于热交换器和反应堆之间存在着位差和温差，因此气动阀打开后将导致反应堆RCS的自然循环流，其方向与主泵产生的强制流方向相同.主泵脱扣前，能同时为热交换器提供强制流;主泵停止后，反应堆的衰变热继续由自然循环方式传至换料水箱.

当热交换器运行一段时间后，换料水箱内的水达到饱和温度，箱内产生的蒸汽进入钢制安全壳内，并由安全壳的壁面进行冷却.冷凝水沿钢壳内壁向下流，最终由集水槽收集，并引回换料水箱内，继续作为热交换器的冷却介质.钢安全壳外壁由非能动安全壳冷却系统喷洒水形成的水膜和安全壳外自然对流的空气进行冷却，最后将反应堆的衰变热排入最终热阱——大气.

非能动余热排出子系统只在一回路RCS没有严重丧失的情况下（CMT的低2水位之上）才能发挥其作用，否则就失去了自然循环的动力.相对于传统压水堆，AP1000的应急堆芯余热导出子系统是一个新增设的系统，正是这个子系统弥补了传统压水堆余热导出手段的不足.当发生非冷却剂严重丧失事故时，如果AP1000的启动给水系统不可用，则应急堆芯余热导出子系统将自动投运，并最终将反应堆热量通过钢制安全壳排向大气.

1.2 非能动安全注水系统及安全壳内pH控制系统

该系统主要由两个CMT，两个ACC，一个IRWST，以及相应的管道和阀门组成.CMT位于安全壳内，其位置稍高于RCS主泵［1］.当反应堆正常运行时，箱内充满浓度较高（约3 400 PPM）且低温的含硼水.每台CMT的入口压力平衡管上装有一个常开电动阀，使入口管与RCS的冷段连接.压力平衡管线正常运行时是连通的，以保持CMT内的压力等于RCS压力，从而避免在CMT安全注水时发生水锤现象.每台CMT出口的注射管上装有两个并联的常关气动隔离阀和两个串联的逆止阀，使出口管经压力容器直接与反应堆压力容器相接.当CMT接收到动作信号时，出口管上两个常关的气动隔离阀会自动开启，使CMT以水循环注射或者蒸汽补偿注射的方法向一回路注入浓硼酸.

两个ACC同样位于安全壳内，充有含硼水（约2 600 PPM），其气腔由压缩氮气加压（约4.9 MPa），当一回路压力低于ACC的压力时，就可以实现快速注射.ACC的出口管上装有一个常开的电动隔离阀和两个串联的止回阀，使出口管与反应堆压力容器的直接注射管相接.IRWST的位置略高于一回路主管道，箱内充满2 100 m3浓度为2 600 PPM左右的硼酸.每个系列的注射管上各有一个常开的电动阀、两个并联的止回阀和两个并联的爆破阀.其中，爆破阀根据自动卸压系统第4级阀门的动作信号自动开关，只有在RCS完全卸压后，才能实现换料水箱的重力注射.

安全注水子系统的顺利运行还需要自动卸压系统（ADS）的辅助.在整个安全注水系统中，CMT是借助重力和密度差作为其安全注水的驱动力，而ACC是利用压缩气体（即加压的氮气）作为驱动力，IRWST则是利用重力作驱动力.因此，AP1000的安全注水子系统的驱动力采用了非能动的自然力，并且取消了安全级的交流电源，采用了可由蓄电池供电的1E级的直流电源.安全壳内pH控制子系统的主要设备是pH控制篮筐，其布置高度低于事故后最低的淹没水位，当淹没水位达到篮筐高度时，即形成非能动的化学物添加.

2 非能动堆芯冷却系统仿真

本文基于虚拟集散控制系统P3DCS平台，对反映非能动堆芯冷却系统工艺流程的监控界面，以及安全系统动作的触发逻辑进行了仿真，并设置了调试面板，形成了一种可调试的检验触发逻辑正确性的验证手段.

2.1 非能动余热排出系统

非能动余热排出系统的监控界面见图1.

图1 虚拟P3DCS平台非能动余热排出系统监控组态界面

图1中，两个并联的常关气动阀FO是打开的，这表示余热排出热交换器可以非能动地排出堆芯热量.

满足下列任一条件，均能使非能动的余热排出热交换器投入运行［2］.

（1）CMT注入信号;

（2）第一级降压阀门（ADS）触发信号;

（3）蒸汽发生器宽量程低水位;

（4）蒸汽发生器窄量程低水位与启动给水低流量相符;

（5）稳压器高－3水位;

（6）手动触发.

同时，上述任一条件也将开启非能动的余热排出下泄隔离阀，关闭IRWST的水槽隔离阀，并向入口隔离阀发送一个开启确认信号.其中，条件（3）由任一台蒸汽发生器宽量程水位低于低整定值的4取2符合信号产生.条件（4）由蒸汽发生器窄量程水位低于低整定值4取2信号，并经过一段预置时间延迟后，与相应的蒸汽发生器启动给水低流量相符.而且两台蒸汽发生器都有这样的功能.条件（5）由稳压器水位高于高－3整定值4取2产生.当反应堆RCS的压力低于P－12整定值时，可以手动闭锁该功能，并在电厂冷态时允许稳压器液体处于密实化状态.除了能够触发非能动的余热排热交换器外，条件（5）还可以闭锁稳压器的加热器.

条件（6）包括两个自复位开关.手动触发任一开关都能使非能动的余热排出热交换器投入运行，以排出堆芯热量.

非能动的余热排出热交换器的投入触发逻辑组态仿真见图2.系统中，输出的非能动余热排出热交换器的运行信号，通过实时数据库的连接，将打开图1中的两个并联常关气动阀门FO，从而形成一个非能动的堆芯余热排出过程.

2.2 非能动安全注水系统

非能动安全注水系统的监控画面如图3所示.其中，4级降压阀门（ADS）堆芯补水箱的两个并联常关气动阀FO是打开的，这表示CMT可以非能动地将硼水注入堆芯，以控制其负反应性.

图2 非能动余热排出热交换器的投入触发逻辑仿真

图3 非能动安全注水系统监控组态界面

非能动安全注水系统触发逻辑包括CMT注入逻辑、ACC注入逻辑、IRWST注入逻辑，以及与这些逻辑相关的自动降压系统.其中，自动降压系统触发逻辑仿真如图4所示.

第1，2，3级ADS的卸压可以确保ACC向一回路安全注水，而第4级ADS的卸压可以保证将IRWST中的硼酸注入一回路［2］.满足以下任一条件，可以产生第一级ADS的触发信号.

（1）CMT注入触发信号与任一台CMT的4个序列水位中的2个水位低于低－1（78.5%）的整定值信号相符;

（2）长期丧失交流电源（1E级蓄电池充电器低输入电压）;

（3）手动触发.

图4 非能动安全注水系统降压触发逻辑仿真

ADS按次序开启4级并联阀门.其中，前3级ADS各由两条并行管线组成，每条管线包含一个隔离阀和一个卸压阀.前3级管线系统和稳压器相连，并向IRWST排放.第4级管线系统与RCS热管段相连，向安全壳内排放.

在第1级降压阀开启后，经过一个设定时间的延迟，第2级隔离阀才开启.与第1级相同，在第2级隔离阀开启后，经过一个设定时间的延迟，开启第3级ADS降压阀.将第2级降压阀的触发信号和第1级的降压触发信号联锁，使第1级触发信号产生后才能触发第2级，第3级的触发可以此类推.

第4级ADS包括4条管线，每条管线由一个常开隔离阀和一个降压阀组成.在第3级降压阀开启后，经过一个设定时间的延迟，当CMT与低－2（20%）水位和RCS低压力信号相符时，则触发第4级ADS，这一系列的动作为RCS提供了可控的降压过程.除了启动可控的降压过程外，第4级ADS触发信号也向IRWST发送了一个触发信号.

第4级ADS可以通过手动触发.手动触发信号起初被联锁，以防止误触发，只有当反应堆RCS系统压力已降至预置整定值以下，或当产生第1，第2，第3级阀门打开顺序的信号时才能触发.

3 结语

本文通过对AP1000非能动堆芯冷却系统的分析和仿真，以及操作测试面板的设置和组态，建立了对非能动余热排出系统和非能动安全注水系统的触发逻辑的测试验证方法，为非能动安全系统进一步的集成调试验证奠定了基础.

［1］林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008：395-423.

［2］欧阳予.世界核电技术发展趋势及第三代核电技术的定位［J］.发电设备，2007（5）：325-331.

［3］林诚格.AP1000重要非安全系统的监管处理［J］.核电工程与技术，2008，21（78）：92-106.

［4］林诚格.IVR其在大功率压水堆的应用［M］.北京：中国电力出版社，2007：257-591.

［5］BACCHIANIM，MEDICH C，RIGAMONTIM.Comarison among2 small bread tests located on different lines［C］//SPEC-2 The Full Heicht，Full Pressure Test Facility Simulating the Ap600 plant，1997：14-18.

（编辑白林雪）