非能动核电厂冷却剂完全丧失强迫流动事故分析

柯晓

摘 要：文章针对非能动电厂的特性，采用改进的分析方法，对反应堆冷却剂完全丧失强迫流动事故进行计算，并对相关参数进行敏感性分析。

关键词：丧失全部流动；惰转；DNBR

1 前言

本文计算目的是对AP1000内陆电厂完全丧失强迫流动事故进行分析。本文计算使用LOFTRAN、VIPRE和FACTRAN程序。

2 分析方法与假设条件

2.1 分析方法

非能动核电厂的失流事故设计与目前在役电厂有质的不同，因为设计中采用了屏蔽泵和双冷段设计。

AP1000内陆核电厂与现役常规电厂的关键差异在于：

（1）使用主泵低转速停堆功能，而不是低频率停堆。

（2）对于全部失流事故，考虑堆芯流量降低而使用较短的落棒时间。

本文第4.2节对母线频率降低速率事故进行评价（对于降频率事故，大亚湾核电厂分析中频率下降的速率假定为4Hz/s，因国家核安全局对频率下降速率没有给出明确的规定，目前暂保守地使用5Hz/s的降频率速率进行分析）。得到如下结论：低频率事件的事故后果没有RCP自由惰转事件严重。

2.2 假设条件

計算中，初始工况为热态满功率条件，采用最小测量流量（MMF）的名义运行工况，不考虑功率、温度、压力和流量的不确定性，考虑10%的SG堵管。假设条件考虑如下：

（1）反应堆紧急停堆信号

在全部失流事故中，由保护和安全监控系统（PMS）提供四取二的主泵低转速紧急停堆功能。单一失效假设一个停堆系列失效，但不影响PMS的停堆功能。

RCS低流量作为多样性停堆功能的备用信号。每个冷段设置了4个流量传感器。

（2）控制系统

稳压器压力控制系统无效。

蒸汽旁排（汽轮机旁通）无效。

棒控系统无效。

主给水控制假设在初始满功率条件到停堆前可运行。停堆后，主给水系统假设终止流量。

不模拟启停给水投入。

（3）堆芯中子动力学参数

（4）停堆反应性

AP1000使用屏蔽冷却剂泵。该类型泵的下滑速率大大高于现役电厂外带飞轮的冷却剂泵。为增加全部失流事故余量，考虑RCS流量降低的效应，事故分析中使用的停堆反应性引入曲线的落棒时间更短，控制棒下落至缓冲段的时间为2.09s，完全插入堆芯所用时间为2.85s。而在全流量分析中，这两个时间分别为2.47s和3.368s。

（5）堆芯DNBR计算

在失流事故中，对应堆芯最小DNBR的时刻冷却剂温度没有明显增加。因此，冷却剂温度假设保持为初始值。另外，不考虑压力升高对堆芯DNBR的好处。压力假定保持为初始值。

3 验收准则

根据ANSI N18.2-1973[1]对设计基准事故进行分类。在ANSI N18.2-1973中，全部失流事故被归类为“稀有事故”，即Ⅲ类工况。考虑到事故分类和验收准则的设定，美国NRC不采用ANSI N18.2-1973的准则。NRC的验收准则在“NUREG-0800-标准审查大纲”[2]第15.2节中给出。NRC将全部失流事故视为“中等频率事故”。SRP的验收准则如下：

准则1：反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力必须低于其设计压力的110%

对于超压计算而言，失流事故可由汽机甩负荷/汽机停机（LOL/TT）包络。LOL/TT的假设条件对计算RCS系统和MSS系统压力瞬态是足够保守的。在失流事故中，停堆后汽机停机。而在LOL/TT中，汽机停机是始发事件。在LOL/TT中，一次侧和二次侧的功率不匹配和RCS、MSS升温升压瞬态比失流事故严重。因此，对于失流事故，不必计算MSS压力。

准则2：须保持燃料棒包壳完整性，即堆芯最小DNBR必须高于压水堆95/95限值。

以上准则由最小DNBR高于95/95 DNBR限值所满足。根据参考文献，AP1000在分析中使用了RTDP方法，其DNBR安全分析限值为1.50。

准则3：在没有其它独立发生的故障情况下，中等频率事故不应导致更严重的电厂条件。

该准则由稳压器安全阀保持可用性满足。西屋公司保守地应用了更严格的Ⅱ类工况准则，即不能通过稳压器安全阀排水。对于失流事故，稳压器不会发生满溢。因此，在没有发生其它故障情况下，失流瞬态将不会导致更严重的电厂条件。

4 计算结果

本文分析两个全部失流工况，分别为低转速工况和低频率工况，并进行了DNBR子通道计算的敏感性分析，得出关于轴向功率分布影响的相关结论。

4.1 低转速工况

该事件分析中使用VIPRE子通道程序计算堆芯DNBR。为进行堆芯DNBR分析，需提供由LOFTRAN程序和FACTRAN程序分析得到的状态点。可见，瞬态过程中，堆芯最小DNBR值为1.515，大于安全分析限值1.5。冷却剂泵持续惰转，同时，可建立自然循环流动。在反应堆停堆后，核电厂将达到稳定状态，随后可以实施正常停闭的操作。

4.2 低频率工况

在低频率事件中，假定标准的频率降低速率为5Hz/s且为常数。低频率瞬态将使得RCP转速随着频率降低速率成比例下降。假定冷却剂流量与RCP转速成比例，而转速与频率成线性关系。因此，该事件中流量随时间变化可以手算得到。

假设初始电网频率为50Hz，频率降低速率为5Hz/s。

与在役电厂不同，AP1000自由惰转导致的失流事故比按5Hz/s降低频率导致的失流事故严重。这是因为AP1000使用了屏蔽泵。该类型泵飞轮封闭在一个密闭的腔体内，其惯量比传统的轴封泵外挂飞轮小很多。由于主泵自由惰转工况包络了低频率工况，所以对低频率工况将不作计算。

5 结论与讨论

安全分析报告所使用的最终工况为工况1。全部失流瞬态导致的最小DNBR为1.515，而其DNBR安全分析限值为1.50，满足验收准则的要求。其瞬态压力低于压力设计限值。

参考文献

[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.