AP1000核电厂RELAP5SB－LOCA分析模式建立与应用

林支康，殷煜皓，梁国兴

（上海交通大学核科学与工程学院，上海 200240）

与传统的二代核电技术压水堆不同，AP1000核能系统采用了第三代核电技术的非能动冷却系统，可以在设计基准事故下提供应急堆芯冷却，堆芯的安全性将大大提高。采用非能动冷却技术，一旦核电厂在发生失水事故（LOCA），系统的堆芯补水箱（CMT）、蓄压安注箱（ACC）、安全壳内置换料水箱（IRWST）以及安全壳再循环水都可以立即向反应堆冷却系统注水。特别是设计中采用了自动降压系统（ADS）和非能动余热排出系统（PRHRHX），一旦发生小破口失水事故（SBLOCA），随着反应堆冷却剂系统从破口和ADS降压，冷却剂可以通过堆芯补水箱和蓄压安注箱添加到反应堆压力容器中；当系统降压到IRWST系统注入压力时，IRWST中的水将不断地注入反应堆堆芯，让堆芯保持在长期冷却状态。由于自动降压系统可以实现反应堆冷却系统的快速降压，因此IRWST可以依靠自身的重力注水，对堆芯实现长期的冷却。本文将采用分析程序RELAP5［1］建立AP1000的失水事故分析模式，并用这个模式对AP1000发生小破口失水事故后系统的特性进行分析，分析破口面积和功率提升对事故严重性的影响。

1 模式的建立

本文利用RELAP5最佳估算程式，对AP1000核电厂发生SBLOCA后的运行建立模型，目的是分析系统中压力容器（RPV）、蒸汽发生器（SG）、反应堆冷却剂泵（RCP）、稳压器及主管道等重要部件的核蒸汽供应系统（NSSS）；为了方便分析，二次侧与安全壳则进行了必要的简化。同时，为了模拟SB－LOCA，还根据US Westinghouse公司的AP1000设计文件DCD［2］对非能动安全系统，如非能动堆芯冷却系统（PXS）、非能动余热导出换热器（PRHR－HX）及反应堆停堆保护系统进行了模拟；重要建模数据包括几何数据、控制逻辑、初始条件以及边界条件等。

堆芯的节点划分对包壳峰值温度影响比较大，因此对堆芯区域的水力部件和热构件进行了详细的划分，堆芯水力部件被分成热通道（hot channel）和平均通道（average channel）两部分，并且在两者之间加横向通道（cross flow junction），使之能相互流动，其中平均通道和热通道轴向均划分为10个节点。在热构件中，堆芯被分为三部分：最热棒（hot rod），最热棒束（hot bundle）和平均棒束（average bundle）。前两者对应的水力部件是热通道，后者对应的水力部件是平均通道。AP1000核电厂RELAP5节点划分如图1所示。

2 模式的校验

模式的校验，采用US Westinghouse公司NOTRUMP［3］分析模式的小破口（SBLOCA）事故分析结果进行对比。为了让对比结果更准确，在SBLO－CA发生前先要进行相应的稳态调试，确保计算条件稳定并且已达到期望的初始条件。在计算条件稳定后，开始进行动态分析，对事故现象以及非能动安全系统的行为进行研究。在分析时，电厂初始状态的设定值与西屋公司NOTRUMP程式采用的包络电厂运行状态设置一致。分析涉及的重要状态参数，包括主泵冷却剂流量、反应堆冷却剂平均温度（Tavg）、功率分布（包括功率峰值因子FQ和焓升热管因子FΔH）、稳压器压力和稳压器水位等。经过200s稳态运行后，模式进入了预期的状态，运行稳定值的校验结果见表1；破口发生后的主要参数变化与Westinghouse公司NOTRUMP程式分析结果的对比结果见图2至图7。

表1 稳态运行值与NOTRUMP程序运行值比较表

图1 AP1000—回路模型的节点

图2 SBLOCA包壳峰值温度

图3 SBLOCA稳压器的压力变化

图4 CMT注水流量

图5 ACC注水流量

图6 IRWST注水流量

图7 系统水和压力容器内水装量变化

可以看出，本文采用的模式所进行的分析结果，在时间和数量上与西屋公司模拟出的结果相当一致；由于DCD中并未有SBLOCA PCT的计算趋势图，而仅记有PCT之峰值为1 016.5K，该值和图2RELAP5所计算之PCT峰值相当接近。

3 模式计算结果的分析

利用模式计算结果可以分析AP1000发生SBLOCA后，系统特性受到的影响，也可以对破口大小对事故严重性的影响进行定量的分析，还可以对事故发生后功率提升与包壳的温度的关系进行定量分析。

3.1 设计特性分析

AP1000采用了与传统PWR不同的特殊设计。采用这种设计，一旦发生SB－LOCA，由于一回路系统的压力下降相对较慢，特殊设计的ADS自动降压系统可以保证系统泄压和确保安注系统重力补水动作，将小破口失水事故下的一回路系统压力降到IRWST注水压力，从而使IRWST能够依靠自身重力向堆芯提供长期冷却水。

在AP1000的系统设计中，自动降压系统（ADS）共分4级，由连接在稳压器和热管段上的一系列阀门组成，向反应堆冷却剂系统提供分阶段的降压，其中第1到第3级连接在稳压器顶端，并与IRWST相连接，排气经各自的卸压喷头［4］（鼓泡器）被IRWST中的水冷凝。ADS的第4级连接在热管段上，卸压阀采用结构十分简单，控制和动作原理也采用简单的爆破阀。由于ADS的阀口径较大，因此可以从RCS压力边界直接向安全壳的环路隔间卸压。

AP1000采用了创新的自动降压系统，利用RELAP5LOCA分析模式对自动降压系统对小破口失水事故的影响进行分析。分析结果表明：当破口直径为7.62cm时，如果4级ADS都失效不能开启，那么一回路系统的压力下降就会变慢，ACC和CMT的注水时间推迟，虽然出现了7.62cm破口，但是这样大小破口带来的泄压并不能使一回路系统压力下降到IRWST的注水压力，这样IRWST不能保证向堆芯提供长期冷却水。计算结果还表明，在事故发生后17 500s内，压力容器中的水位无法有效覆盖燃料，燃料包壳温度将迅速升高。ADS正常动作与失效时的包壳峰值温度比较，结果如图8。可以看到，ADS的失效导致的系统压力下降明显要慢，导致ACC注水和CMT注水往后推迟（图9）。由图10可以看出，ADS失效后，由于IRWST没有提供长期的冷却水，使压力容器内的水位比ADS正常时的水位要低很多，导致堆芯裸露。分析结果进一步显示，至少需维持1—3级ADS正常功能，IRWST才能在SBLOCA中提供有效重力补水（图11）。

图8 ADS失效与正常时PCT的比较

图9 ADS失效与正常时稳压器压力的比较

图10 压力容器内水位变化图

图11 IRWST在ADS维持1—3级的注水流量

3.2 破口大小对事故严重性的影响

在AP1000堆型的安全设计中，面积小于0.093m2破口称为小破口［5］。在小破口失水事故中，破口的大小会影响一回路系统的泄压速率和冷却剂的喷射速率，进而影响到安注系统的动作，特别是影响到ACC和IRWST的注水时间，进而影响到压力容器内的水量，影响到包壳的温度，甚至烧毁燃料包壳。

包壳的温度可以作为事故严重程度的度量，利用RELAP5模式对破口大小事故的严重性进行分析，破口的大小对包壳的温度（PCT）的影响，分析结果如图12所示。

图12 包壳峰值温度随破口面积的变化

从图12中可以看出，在小破口失水事故工况下，包壳峰值温度随着破口变大而升高，并且破口面积每增加122.6cm2时（5%管道面积），PCT温度上升约36K。

3.3 事故发生后功率提升与包壳温度的关系

AP1000堆型发生小破口失水事故后，功率提升也会造成PCT上升。假定AP1000堆型发生破口当量直径为25.4cm的失水事故，利用模式对功率提升与PCT的关系进行分析，结果如图13所示。

图13 包壳峰值温度随功率提升的变化关系

从图13中可以看出，SBLOCA发生后包壳峰值温度与功率提升，接近线性关系，功率每增加5%，PCT上升约42.26K。

4 结论

本文根据西屋公司的设计文件建立了AP1000核电厂的RELAP5SB－LOCA分析模式，通过与西屋公司的NOTRUMP分析模式的对比，验证了采用RELAP5分析模式模拟AP1000核电厂小破口事故的准确性。

利用RELAP5SB－LOCA分析模式对AP1000的系统设计特性进行分析，结果发现，当AP1000核电厂发生SBLOCA，并且破口直径在7.62cm时，自动降压系统（ADS）至少要保证1—3级维持正常动作。否则，一回路系统中的压力下降速率较慢，不能下降到IRWST的注水压力，在17 500s之内堆芯中的水位无法有效覆盖燃料。

计算结果还表明，在小破口失水事故后，破口面积越大，包壳的峰值温度会越高，破口面积每增加5%的管道面积，PCT温度上升约36K；当量直径为25.4cm时，每增加5%功率，PCT上升约42.26K。

［1］RELAP5／MOD3.3，2001［R］／／Code Manual Volume 1：Code Structure，System Models，and Solution Methods NUREG／CR－5535.

［2］Westinghouse Electric Company LLC.AP1000TMDesign Control Document，Revision 17［R］／／US：Westinghouse Electric Company，2008：Tier 2Material 15.6－29－15.6－263

［3］Lewis D.Thorson.NOTRUMP，An Updated Version of TRUMP［R］／／.U.S.：USNRC UCID－18682.1980－9－29

［4］K.B.Welter and S.M.Bajorek.APEX－AP1000Confirmatory Testing To Support AP1000Design Certification（nonproprietary）［C］／／U.S.Nuclear Regulatory Commission.August 2005

［5］Accident Analysis For Nuclear Power Plants With Pressurized Water Reactors.Safety Reports Series NO.30［R］／／International Atomic Energy Agency，Vienna，2003