AP1000核电厂典型的运行瞬态分析

刘立欣 郑利民 周全福

(上海核工程研究设计院 上海 200233)

核电厂运行瞬态是指在核电厂功率运行期间经常或定期发生的瞬态事件，如核电厂升温升压或降温降压，以及在允许范围内的负荷变化等[1]。根据设计要求，在核电厂运行瞬态下，运行参数与反应堆保护系统整定值之间应具有足够的裕量，不应触发反应堆保护系统动作。为此，需要通过核电厂运行瞬态分析研究，验证核电厂控制系统的有效性。

本文主要分析核电厂五个典型的运行瞬态工况，包括：10%阶跃负荷增大(15%FP至25%FP)、10%阶跃负荷减小(100%FP至 90%FP)、5%FP/min线性负荷增大(30%FP至 100%FP)、额定功率下全部甩负荷至带厂用负荷运行以及反应堆停堆。在分析中，重点模拟AP1000六大主要控制系统，包括反应堆功率控制、反应堆快速降功率、主蒸汽旁排控制、稳压器液位控制、稳压器压力控制以及蒸汽发生器水位－给水控制系统等。分析验证了在典型的运行瞬态下核电厂可满足设计要求，不触发反应堆停堆保护信号，依靠控制系统就可使核电厂达到安全稳态运行，且具有较大的运行裕量。

1 分析方法和假设

1.1 分析方法

应用RELAP5程序进行核电厂运行瞬态分析。RELAP5程序是美国爱达荷国家工程实验室(INEL)研制的轻水堆系统瞬态热工水力分析程序，基于瞬态一维、两相流体、六方程水力学和一维热传导及点堆中子动力学模型，可用于模拟轻水堆反应堆冷却剂系统(RCS)失水事故(LOCA)、未能实现反应堆紧急停堆的预期瞬态(ATWS)、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)、主蒸汽管道破裂(MSLB)、丧失给水(LOFW)等事故和瞬态热工水力行为，是现有的物理模型较完善且国际公认应用最为广泛的大型瞬态系统分析程序之一。

应用RELAP5程序，主要模拟AP1000核电厂RCS两条环路，每条环路包括一个热段、蒸汽发生器、2个冷段和两台屏蔽泵。稳压器设置在RCS环路1，堆芯补水箱(CMT)平衡管线与RCS环路2的冷段相连。安注箱、CMT出口下泄管线和安全壳内置换料水箱(IRWST)与反应堆压力容器直接注射管线(DVI)相连。详细系统节点划分如图1所示。

1.2 CENTS程序简介

美国西屋公司主要应用 CENTS程序[2]进行AP1000核电厂运行瞬态分析。CENTS程序可用于模拟核蒸汽供应系统(NSSS)及其控制系统响应，可计算 PWR在正常或异常工况(包括事故)下系统和设备参数，可选择模拟核电厂控制系统，是 PWR核电厂瞬态分析的一个非常灵活和实用的工具。

CENTS程序非平衡、非均匀模型适用于单相和两相流体分析，包括强迫对流、自然对流等。程序可模拟各种故障及操纵员动作，如稳态运行、功率变化、给水泵失效、丧失汽机负荷、丧失给水、主蒸汽管道破裂、蒸汽发生器传热管破裂、未能实现反应堆紧急停堆的预期瞬态、弹棒事故、失水事故、运行瞬态，以及由设备、控制系统故障引起的事故。

图1 RELAP5程序AP1000核电厂系统节点划分Fig.1 Nodalization diagram of AP1000 with RELAP5 code.

1.3 RELAP5程序稳态初始化

在确定AP1000核电厂系统节点划分、建立程序基本数据集后，开始程序稳态调试(又称稳态初始化)[3]，通过调整程序输入参数，确定稳态初始化参数。在稳态调试分析中，一些重要参数采用最佳估算值或名义值，同时，需要根据核电厂主要运行参数的变化范围，针对各参数的稳态目标值的要求进行调试。考虑到各参数之间的相互影响，需要兼顾一回路系统参数与二回路系统参数的相互影响。

稳态调试的主要过程包括：①设定反应堆冷却剂系统的稳态调试的初始值；②调整一回路系统流量；③调整稳压器压力和水位；④调整反应堆冷却剂平均温度Tavg；⑤调整蒸汽发生器二次侧蒸汽和给水参数。

基于上述过程，可实现RELAP5程序稳态初始化。此后，若要进行核电厂运行瞬态计算分析，还需建立核电厂控制系统的分析模型。

1.4 初始条件及假设

在分析中，主要模拟一回路系统(包括：反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器)、二回路系统(包括：汽轮机，主给水系统及相关设备)、稳压器安全阀、主蒸汽大气释放阀和安全阀及安全相关设备等。

在AP1000运行瞬态分析中，重要参数采用最佳估算值或名义值，主要的初始条件如下[4]：反应堆热功率为 3400MWt，反应堆冷却剂平均温度为300.9℃，15%额定功率下反应堆冷却剂平均温度为293.0℃，30%额定功率下反应堆冷却剂平均温度为294.4℃，RCS压力为 15.5MPa，稳压器水位为6.07m(本分析采用最新的稳器设计参数，其自由容积、直径和高度分别为59.5m3、2.54m和12.63m)。在分析中，假设反应堆功率控制系统、反应堆快速降功率系统、主蒸汽旁排系统、给水控制系统(SG水位控制系统) 、稳压器压力控制系统和稳压器水位控制系统均有效，稳压器安全阀和主蒸汽安全阀均有效。

1.5 控制系统

本分析模拟核电厂主要控制系统[5]，以验证在核电厂运行瞬态下控制系统能在不触发保护系统动作的情况下自动使系统运行参数趋于稳定。因此，模拟控制系统是必需的。

如前所述，分析模拟六大控制系统[6]：

①反应堆功率控制系统：其功能是控制反应堆功率和堆芯功率分布。反应堆功率控制系统可通过调节控制棒位置，实现反应堆功率控制。

②反应堆快速降功率系统：在大幅度负荷减小(>50%)瞬态下，通过将预定的控制棒组件插入堆芯使反应堆功率快速减小。这使得对主蒸汽旁排系统的容量需求减小，主蒸汽旁排容量仅为40%额定蒸汽流量，它远小于常规核电厂主蒸汽旁排容量。

③主蒸汽旁排控制系统：与反应堆快速降功率系统一起，可容纳由额定功率下全部甩负荷引起的负荷变化，在不触发反应堆停堆前提下将核电厂带至厂用负荷运行状态。

④稳压器液位控制系统：当反应堆冷却剂温度变化引起冷却剂密度和水体积变化时，它可通过调节RCS上充和下泄流量，将稳压器液位调至程序液位控制带内，不触发稳压器高液位/低液位保护整定值。

⑤稳压器压力控制系统：它通过调节稳压器比例和备用电加热器功率，将稳压器压力维持在目标值。在核电厂运行瞬态下，不应触发反应堆停堆或专设安全设施信号。

⑥蒸汽发生器液位控制系统：AP1000采用数字化控制系统，在核电厂功率运行下，其给水控制系统可实现全程自动控制。

2 计算结果分析

基于上述分析方法，针对AP1000核电厂五个典型的运行瞬态进行计算分析，图2至图25提供了主要计算结果及与CENTS程序分析结果的比较。

2.1 10%阶跃负荷增大(15%FP至25%FP)

对于10%阶跃负荷增大瞬态(15%FP至25%FP)分析，反应堆控制系统有效且不考虑稳压器压力和水位控制。因汽机负荷瞬时增大，使蒸汽发生器传热率迅速增大，导致反应堆冷却剂系统冷却剂的温度和压力降低，由此引起在反应堆控制系统调节作用下，将反应堆功率、反应堆冷却剂平均温度、稳压器水位等分别调至与汽机负荷相对应的目标值范围内。

该瞬态的主要计算结果详见表1和图2至图5。在该瞬态下，在反应堆功率控制系统作用下，系统参数将趋于稳定，未触发稳压器高压和低压停堆信号。

2.2 10%阶跃负荷减小(100%FP至90%FP)

对于10%阶跃负荷减小瞬态(100%FP至90%FP)分析，反应堆控制系统有效且不考虑稳压器压力和水位控制。因汽机负荷瞬时减小，这将蒸汽发生器传热率迅速减小，导致反应堆冷却剂系统冷却剂的温度和压力升高，由此引起反应堆冷却剂体积膨胀、稳压器水位上升。该瞬态的主要计算结果详见表 1和图6至图9。在该瞬态下，在反应堆功率控制系统作用下，系统参数将趋于稳定，未触发稳压器高压和高水位停堆信号。

图2 反应堆功率和汽机负荷Fig.2 Reactor power and turbine load.

图3 反应堆冷却剂平均温度Fig.3 Average coolant temperature.

图4 稳压器水位Fig.4 Pressurizer water level.

图5 稳压器压力Fig.5 Pressurizer pressure.

表1 主要分析结果Table 1 Main analysis results.

图6 反应堆功率和汽机负荷Fig.6 Reactor power and turbine load.

图7 反应堆冷却剂平均温度Fig.7 Average coolant temperature.

图8 稳压器水位Fig.8 Pressurizer water level.

图9 稳压器压力Fig.9 Pressurizer pressure.

2.3 5%FP/min线性负荷增大(30%FP至100%FP)

对于汽机负荷以5%FP/min的速率线性负荷增大瞬态(30%FP~100%FP)分析，考虑所有的控制系统有效。因汽轮机负荷线性增大，使反应堆功率也随着汽机负荷增大，反应堆冷却剂平均温度及稳压器压力初始时有所下降，随后逐渐增大，最后通过控制系统的调节作用使反应堆稳定在额定功率所对应的稳定状态下。与汽机负荷阶跃变化相比，线性变化所引起的各参数的变化相对较平缓。计算结果详见表1和图10至图13。在该瞬态下，未触发反应堆高压和高水位停堆信号。

图10 反应堆功率和汽机负荷Fig.10 Reactor power and turbine load.

图11 反应堆冷却剂平均温度Fig.11 Average Coolant Temperature.

图12 稳压器水位Fig.12 Pressurizer water level.

图13 稳压器压力Fig.13 Pressurizer pressure.

2.4 全部甩负荷至带厂用负荷运行

对于全部甩负荷至带厂用负荷运行瞬态分析，考虑所有的控制系统有效。在额定功率下，反应堆冷却剂平均温度和稳压器水位较高。在该运行瞬态下，因汽轮机负荷瞬时减至 5%额定蒸汽流量，使蒸汽发生器的传热量急剧减少，这将导致反应堆冷却剂系统冷却剂温度和压力骤升，反应堆冷却剂温度升高使其体积膨胀、稳压器水位升高。由于反应堆快速降功率系统、反应堆功率控制系统和主蒸汽旁排系统的作用，一方面将反应堆功率和冷却剂平均温度分别调至与汽轮机负荷相对应的功率水平和冷却剂平均温度的目标值范围内；另一方面，主蒸汽旁排系统通过调节主蒸汽的排量，大大缓解反应堆冷却剂系统一回路与二回路系统之间的能量失衡，将反应堆冷却剂的温度和压力控制在一定的范围内。计算结果详见表1及图14至图19。该瞬态下，未触发反应堆高压和高水位停堆信号。

图14 反应堆功率和汽机负荷Fig.14 Reactor Power and Turbine Load.

图15 反应堆冷却剂平均温度Fig.15 Average coolant temperature.

图16 稳压器水位Fig.16 Pressurizer water level.

图17 稳压器压力Fig.17 Pressurizer pressure.

图18 SG蒸汽压力Fig.18 SG steam pressure.

图19 主蒸汽旁排流量Fig.19 Steam dump flow.

2.5 额定功率下反应堆停堆

额定功率下反应堆停堆工况分析，考虑所有的系统有效。在额定功率下，反应堆冷却剂平均温度和稳压器水位较高，且反应堆功率从额定功率降至衰变功率，反应堆冷却剂的温度变化范围最大、其体积可收缩至最小值，稳压器水位将会达到最低值。在该运行瞬态下，因在反应堆停堆后，反应堆功率迅速减小，而汽轮机随后才停机，这样，反应堆功率与汽轮机负荷失配，它将导致反应堆冷却剂系统冷却剂的温度和压力降低，反应堆冷却剂温度降低将使其体积收缩、稳压器水位降低。由于控制系统有效，主蒸汽旁排系统通过调节主蒸汽的排量，大大缓解反应堆冷却剂系统一回路与二回路系统之间的能量失衡，将反应堆冷却剂温度和压力控制在一定的范围内。计算结果详见表1及图20至图25。该瞬态下，未触发专设安全设施整定值信号。

图20 反应堆功率和汽机负荷Fig.20 Reactor Power and Turbine Load.

图21 反应堆冷却剂平均温度Fig.21 Average coolant temperature.

图22 稳压器水位Fig.22 Pressurizer water level.

图23 稳压器压力Fig.23 Pressurizer pressure.

图24 SG蒸汽压力Fig.24 SG steam pressure.

图25 主蒸汽旁排流量Fig.25 Steam dump flow.

3 结论

本文提供了AP1000核电厂运行瞬态工况的分析结果。通过五种典型运行瞬态的分析，证明AP1000核电厂在运行瞬态工况下不会触发核电厂保护系统动作，仅依靠反应堆控制系统就可使核电厂达到新的安全稳定状态。本文模拟的核电厂控制系统的设计参数取自于美国西屋公司有关 AP1000控制系统的设计值，其中主要设计参数的敏感性分析以及对计算结果的影响将在后续工作中进行深入研究。

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 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 孙汉虹. 第三代核电技术AP1000[M]. 北京: 中国电力出版社, 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