CAP1000核电厂全功率范围SGTR事故研究

柯 晓

(1.上海核工程研究设计院，上海 200233； 2.上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240)

在CAP1000非能动核电厂的确定论安全分析中，蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的蒸汽发生器(SG)满溢分析只考虑初始功率为100%额定功率的工况。对于其他功率水平，由于其初始储能低，因此未进行定量分析。但由于在较低功率水平下，SG水装量较100%额定功率条件的高，因此存在一种可能性，即在部分功率或零功率条件下发生SGTR事故，SG反而会发生满溢。在平均温度更低的热备用运行模式下，由于非能动余热排出系统的排热能力降低，且此时一回路压力过低，安注箱可能注入，从而影响SG满溢裕量。

本文选取典型的部分功率、零功率和热备用条件下的SGTR事故进行敏感性分析计算，并与满功率条件下的满溢分析进行比较，评价在整个功率谱中SGTR事故的满溢裕量和事故严重程度。

1 分析方法

在额定满功率条件SGTR事故满溢分析的基础上，考虑反应堆冷却剂系统(RCS)平均温度、稳压器水位、SG初始水装量、SG蒸汽压力和SG给水焓等参数的不同，先进行部分功率、零功率和热备用条件下的SGTR事故的满溢敏感性计算，得出在各典型功率条件下的极限满溢工况。在上述工况计算的基础上，挑选典型的部分功率(60%功率、30%功率、10%功率和5%功率)、零功率和热备用条件下的SGTR事故进行结果分析，并与满功率条件下的结果[1]进行对比。计算中考虑各运行模式下特有的系统配置状态。

本文采用LOFTTR2AP程序进行SGTR事故下核电厂响应的计算分析。LOFTTR2AP程序可模拟非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)和CAP1000核电厂相关的保护系统自动动作。本文采用的分析方法和程序已通过美国核管会和中国核安全局认证，可用于CAP1000核电厂的SGTR事故分析[2]。

1.1 假设条件

事故模拟位于SG管板顶部的传热管出口处(冷段)单根传热管双端断裂。在满功率和部分功率条件下，位于SG冷段侧的破口比热段侧的破口具有更大的初始破口流量。虽然零功率工况和热备用工况下两者的冷、热段温度一致，并无冷却剂密度不同导致的差异，但为了使对比更具针对性，假定破口位置与满功率的一致。

在计算模拟中，初始功率为各种功率条件的对应值，保守假设不考虑操纵员动作，即忽略操纵员识别、隔离破损SG和冷却RCS，并降低一回路压力的有利影响。本事故的极限单一故障是启动给水(SFW)控制阀失效，SFW将以最大流量持续注入，导致破损SG水位持续上升。SFW在接到SG窄量程高-2水位信号后自动隔离[3]。

计算中采用的其他保守假设如下：1) SG初始水装量在各功率条件名义水装量基础上，考虑10%的正偏差；2) 假设0 s发生SGTR；3) 假设0 s反应堆停堆，停堆同时失去厂外电，主泵开始惰转；4) 假定最大的化容控制系统(CVCS)注射流量和稳压器电加热器功率(即使厂外电源无效)使得破口流量达到保守的最大值，CVCS将在接到SG窄量程高-2水位信号后自动隔离；5) 考虑SG 10%堵管，这将降低SG一、二次侧传热，而使得SG二次侧蒸发量减少；6) 稳压器初始水位根据敏感性计算选取保守值。

在热备用工况的计算中，RCS平均温度和SG饱和温度均考虑为热备用运行模式下限温度(216 ℃)，其他运行参数也采用相应条件下的值。

1.2 验收准则

在满溢分析中，SG二次侧最大水装量应小于SG的自由容积(255.6 m3)。

1.3 PRHRS/CMT投入敏感性分析

在CAP1000核电厂SGTR事故中，PRHRS的投入将起到极大缓解作用[4]。PRHRS的投入信号皆为CMT启动，且CMT的投入将增加RCS的水装量；而启动CMT的稳压器低水位信号在考虑水位测量偏差后，可能存在两种整定值取值方向，且稳压器水位运行带的设置导致稳压器初始水位不同，从而导致CMT投入时间有较大差异。所以，在分析中必须对PRHRS/CMT的投入时间进行敏感性分析。

由CAP1000初步安全分析报告[1]可知，在额定功率条件下，PRHRS/CMT较早投入将使得SG满溢裕量更小，事故后果更为保守。因为在满功率水平下，衰变热降低至PRHRS的排热能力水平从而形成平衡需要较长的时间(约25 000 s)，而在此之前，CMT越早投入则RCS水装量增加越多，从而增加破口流量。

80%功率条件下PRHRS传热量与衰变热、SG释放阀流量、破口流量和破损SG水装量的变化示于图1。对于80%功率条件，衰变热水平低于100%功率水平，但分析结果表明，相当长一段时间内，其衰变热仍高于PRHRS的排热能力。PRHRS的排热能力与衰变热达成平衡仍需较长时间(晚于20 000 s)。另外，PRHRS越晚投入，其RCS平均温度越晚降低，破口流体带到二次侧的能量将越高，造成二次侧阀门排放的流体越多，导致SG水装量净增量减小。上述两个原因导致在80%功率条件下，PRHRS/CMT晚投入工况的SG水装量较小，即早投入对于满溢分析更为保守。

60%功率条件下PRHRS传热量与衰变热，一、二次侧压力对比，破口流量和破损SG水装量的变化示于图2。对于60%功率条件，敏感性分析表明，PRHRS/CMT较晚投入对于满溢裕量更为保守。这是因为在60%功率条件下，衰变热水平低于上述的80%功率工况；只要PRHRS一投入，即可迅速与衰变热达成平衡，导致RCS降压，从而减少破口流量。因此，PRHRS越早投入，对事故缓解作用越显著。

图1 80%功率条件下不同参数的变化

图2 60%功率条件下不同参数的变化

对于30%功率条件，PRHRS/CMT较晚投入对于满溢裕量更为保守。同上所述，30%功率的衰变热水平较60%功率的低。计算结果表明，PRHRS刚一启动即确立对衰变热的绝对优势，与60%功率工况类似但趋势更为显著。PRHRS较早投入导致RCS较早降压，从而减小破口流量。

对于10%和5%功率条件，经计算表明，其瞬态发展趋势与30%功率条件类似。

零功率条件下PRHRS传热量、RCS压力、破口流量和破损SG水装量变化示于图3。对于零功率条件，敏感性分析表明，PRHRS/CMT较晚投入对于满溢裕量更为保守。这是因为在零功率条件下，衰变热水平很低，PRHRS越早投入就越早确立对衰变热的绝对优势，导致RCS提前降压，从而减小破口流量。

对于热备用条件，同为无衰变热的零功率工况分析表明，零功率条件下因PRHRS能力相对过强，晚投入更为保守。虽然热备用条件下由于平均温度过低，PRHRS能力也随之降低，但由于衰变热几乎为0，计算结果表明，尽管PRHRS能力降低(最大能力约为零功率条件的60%)，但其提前投入依然导致一次侧平均温度和压力较早降低。虽然后期安注箱几乎同时注入，但注射流量的增加也并未改变趋势，早投入工况的破口总流量依然更小，SG满溢裕量更大(但两种工况差距不大)。因此，热备用工况下PRHRS/CMT较晚投入更为保守。

2 计算结果

本文基于上述敏感性分析结果，对80%功率、60%功率、30%功率、10%功率、5%功率、零功率和热备用条件下的SGTR事故选取最为极限的满溢工况，给出相应的计算结果，以判断在除满功率以外的所有运行条件下发生SGTR事故后的满溢后果是否比满功率条件下更为极限。

计算的事件序列列于表1。主要参数响应示于图4～11。

对于80%功率工况，由于其事故发展趋势与满功率的类似，且结果远没有满功率极限，所以仅给出结果：破损SG最大水装量为215.1 m3(满功率条件下为252 m3)。

表1所列的6个工况中，0 s传热管破裂，同时失去厂外电源，反应堆因失电而停堆，CVCS开始补水。由于一、二次侧压差的作用(图4)，反应堆冷却剂从一次侧向二次侧泄漏(图5)，RCS压力及稳压器水位开始降低，破损SG的水装量迅速增大(图6)。随着SG高-3水位到达，CVCS补水和启动给水开始隔离。随着二次侧水装量增大，二次侧压力迅速升高，直到顶开SG二次侧阀门排汽(图7)。此后，稳压器达到低水位整定值，PRHRS/CMT投入运行(图8、9)，RCS平均温度随之迅速下降(图10)，RCS压力和稳压器水位也继续降低。此后，随着一、二次侧压差的减小(图4)，破口流量开始逐渐降低到0(图5)，破损SG的水装量也达到峰值(图6)。由于一次侧衰变热过小，而PRHRS传热大于衰变热，一次侧压力很快降至低于二次侧水平；由于压差的作用，二次侧流体开始倒流(图2)，总的破口流量开始减小(图11)，破损SG水装量开始降低(图7)。由计算结果可知，在表1分析的6个工况中，满溢裕量最小的工况为热备用条件下的SGTR事故，其满溢裕量为15.2 m3，大于满功率条件下的满溢裕量。

图3 零功率条件下不同参数的变化

表1 SGTR事件序列

图4 一、二次侧压差

图5 破口流量

图6 破损SG水装量

图7 SG释放阀总流量

包括CVCS、CMT和ACC

图9 PRHRS的传热量

图10 RCS平均温度

图11 破口总流量

3 结果分析

以上计算表明，部分功率条件下，虽然SG初始水装量略高于满功率条件，但总体上其衰变热水平较低。对于衰变热接近满功率条件的工况(如80%功率条件)，虽然PRHRS投入后仍需较长时间才能与衰变热达成平衡，但总体而言，其衰变热与PRHRS传热能力一直较为接近，破口流量也较早降低到0附近震荡。因此，SG最大水装量在事故前期即出现，事故过程中有较大的满溢裕量。对于衰变热较低的工况(如30%和60%功率条件)，PRHRS投入后迅速与衰变热达成平衡，而其初始水装量又不如低功率条件下的高，因此，这些工况的满溢裕量最大。

在低功率和零功率条件下，SG初始水装量远高于额定满功率，但由于其衰变热水平太低，以致于几乎可忽略，PRHRS的能力将足以快速地完全移除衰变热并快速对RCS实施冷却，使得一、二次侧压力快速达到平衡(约2 000 s以内)，破口流量终止；甚至由于降压过快，使得一、二次侧压力变化剧烈，破口流量的来回震荡幅度也比高功率条件的大(图5)。在高功率条件下，这个过程将需要约20 000 s，且在压力缓慢达到平衡后，不会发生明显的倒流现象。

对于热备用条件，以下几点值得关注：1) SG水装量比零功率的更大，SG自由容积更少，更易满溢；2) 主冷却剂温度更低，PRHRS的自然循环排热能力将显著降低；3) 由于二次侧温度过低，一、二次侧初始压差更大，初始破口流量更大；4) RCS压力更低，安注箱将会注入，增加额外的RCS装量，影响RCS压力和破口流量。

计算结果表明，由于RCS初始储能不高且无衰变热，尽管PRHRS排热能力显著降低，但其影响已被削弱，降低的PRHRS排热能力也足以将其热量完全带走。而在事故后期，由于RCS压力降低，安注箱开始投入，虽然一定程度上增加了RCS装量，延长了破口流量终止的时间，但总体而言，其影响有限。由于SG初始水装量更大，且初始破口流量显著高于其他工况，该工况比零功率条件更为极限(比破损SG峰值水装量多3.1 m3)，但仍没有满功率条件下的事故极限。

从SG水装量净增量的角度出发分析图11的结果，可知对于热备用以外的工况，初始功率越高，流入破损SG的破口总流量峰值越大。但分析图7可知，初始功率越大，由SG卸压阀排走的流量也越大，且各工况幅度差距非常大。因此，如图12所示，对于部分功率条件(30%～80%)，虽然破口流量随功率增加而增大，但SG排放量和初始水装量却随之降低，最终导致其峰值水装量随功率增加而降低。对于满功率条件和热备用条件，则是两个极端：满功率条件下的破口流量大且持续时间最长，热备用条件下的破口流量虽然持续时间短，但前期流量大，且SG无排放流量。这几个因素相互竞争，最终导致满功率条件下的SG水装量最大。各功率条件下初始水装量与峰值水装量的对比示于图12。

图12 破损SG初始水装量与瞬态中峰值水装量的对比

4 结论

综上所述，在部分功率、零功率和热备用运行条件下，CAP1000核电厂如果发生SGTR(1根传热管发生双端断裂)设计基准事故，SG不会发生满溢。结合已知的CAP1000核电厂满功率SGTR事故分析(最小满溢裕量为3.7 m3)可知，CAP1000核电厂在可能发生SGTR事故的运行模式下，不会因极限设计基准事故SGTR事故而导致SG满溢。

对于CAP1000核电厂，在SGTR事故满溢分析中，初始功率水平仍是最关键的参数。与传统能动核电厂不同的是，满功率条件是其最极限的满溢条件(能动核电厂最极限满溢工况为低功率工况)。运行模式和SG初始水装量对SGTR事故满溢也会产生重要影响，但重要程度低于初始功率。

对于核安全，作为设计基准事故的SGTR事故只有一个验收准则，即放射性剂量满足法规要求。而论证SG不满溢则是为了论证在剂量分析中不需要计算液体夹带的大量放射性，仅计算气体的放射性，以满足法规要求。从放射性水平与破口流量和二次侧蒸汽释放的关系以及SG满溢裕量的角度综合考虑，可将全功率范围的SGTR事故工况分为4类：破口流量最大、蒸汽释放量最大、SG满溢裕量最小的满功率工况(A类)；破口流量中等、蒸汽释放量中等、SG满溢裕量最大的部分功率工况(B类)；破口流量最小、蒸汽释放量中等、SG满溢裕量中等的低功率工况(C类)；破口流量中等、蒸汽释放量最小、SG满溢裕量中等的无功率工况(D类)。

其中，A类工况破口泄漏的流量最大，释放的放射性气体最多，也更接近SG满溢，因此是最极限工况，在安全分析报告支持性材料中采用该工况进行分析是合适的。在满溢分析中，C、D类工况比B类工况严重，但如果考虑最终准则——放射性释放，则在不发生SG满溢的前提下，其蒸汽释放量极低，且由于一、二次侧流体初始温度相同而不会发生破口流体的闪蒸现象，所以对放射性的影响极小。因此，B类工况比C、D类工况更为严重。

参考文献：

[1] CAP1000初步安全分析报告[R]. 上海：上海核工程研究设计院,2013.

[2] CARLIN E L. AP1000 analysis methodology summary for events using the LOFTRAN code family[R]. USA: Westinghouse Electric Company LLC, 2001.

[3] AP1000 design control document[R]. USA: Westinghouse Electric Company LLC, 2008.

[4] CORLETTI M M. AP1000 plant description and analysis report[R]. USA: Westinghouse Electric Company LLC, 2000.