AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

叶 杰，蔡 伟，陈文虎

(深圳中广核工程设计有限公司 上海分公司，上海 200241)



AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

叶 杰，蔡 伟，陈文虎

(深圳中广核工程设计有限公司 上海分公司，上海 200241)

利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀(MSSV)始终保持关闭状态，从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降，不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开，堆芯也从未出现裸露，仍保持可冷却状态。

AP1000；RELAP5/MOD3；多根蒸汽发生器传热管破裂；蒸汽发生器

1982年，美国Ginna核电厂发生了蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故，事故后业主对蒸汽发生器(SG)传热管进行了检查，发现尽管只有1根传热管破裂，但有超过20根的传热管受到了严重破坏[1]。此事件引起了美国核管会(NRC)的关注，NRC认为外物引起的破坏或管道疲劳失效可能会触发多根蒸汽发生器传热管破裂(MSGTR)[2]。另外，主蒸汽管道破裂或主蒸汽管道上的安全阀(MSSV)卡开也有可能会导致MSGTR。

对于AP1000，MSGTR可能会导致以下两种后果：一是触发自动卸压系统(ADS)动作，这可能会导致二次侧的无硼水倒流进反应堆冷却剂系统(RCS)，引起反应性升高；二是可能会触发MSSV打开，从而使放射性物质旁路安全壳后直接排向环境。如果MSGTR叠加MSSV卡开，则会造成反应堆冷却剂装量减少，可能导致燃料棒破损，造成大量裂变产物释放。

为论证上述事故后果的可能性，本文采用RELAP5/MOD3程序[3]对1～5根SG传热管的瞬态过程进行分析计算，另外还分析5根SG传热管破裂叠加MSSV卡开情况的后果。

1 分析模型

RELAP5/MOD3程序的分析模型如图1所示。该模型包含RCS、二回路的给水(包括启动给水)和蒸汽系统、化学和容积控制系统(CVS)及非能动堆芯冷却系统。非能动堆芯冷却系统包含堆芯补水箱(CMT)、安注箱、非能动余热排出系统(PRHRS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)。对重要的阀门进行了模拟，如ADS第1～4级(ADS-1～4)阀门、大气释放阀(PORV)、MSSV、主蒸汽隔离阀(MSIV)。MSSV只模拟了第1级阀门，因为本文所分析工况的SG二次侧压力均未达第2级阀门的整定值。

当稳压器的压力或水位降至一定程度，CMT中的硼酸溶液可通过控制容积号为720和740的直接注射(DVI)管线进入压力容器。如果RCS的水装量减少造成CMT水位下降，可能会触发ADS-1～3打开，RCS中的流体可通过稳压器排放至IRWST内。ADS-4分别与PRHRS入口管线(控制容积770)和另一环路的热管段(控制容积305)相连，它们的打开可使RCS完全卸压，随后IRWST中的水可依靠重力通过DVI管线注射到压力容器，为堆芯提供长期冷却。

SG传热管的破口模拟在非稳压器环路的SG上，通过阀门连接SG的一次侧(控制容积330)和二次侧(控制容积530)。调节阀门的开口面积以模拟不同数量传热管的破裂情况。

2 最佳估算分析

2.1 主要假设

1) 初始工况

MSGTR已超出设计基准的范畴，可采用最佳估算的方法对其进行分析。除初始堆芯功率考虑2%的不确定性外，其他初始条件(如稳压器压力、稳压器水体积、反应堆冷却剂平均温度等)均取其名义值。

2) 控制和保护系统

(1) 假设厂外电始终可用；(2) 稳压器电加热器功率取最大值，根据稳压器低-2水位关闭；(3) CVS和启动给水可用，两者启动后均以最大流量运行，根据SG窄量程高-2水位信号隔离；(4) PORV和MSSV可用，且不会卡开；(5) 停堆信号可由稳压器低压力信号或引起CMT动作的信号触发；(6) 稳压器低-2水位或“S”信号，可触发CMT和PRHRS运行，其中“S”信号包括了稳压器低-2压力、RCS冷管段低温度和蒸汽管线低压力[4]；(7) MSIV根据RCS冷管段低温度和蒸汽管线低压力关闭。

图1 分析模型Fig.1 Analysis model

2.2 分析结果讨论

表1列出1～5根SG传热管破裂在PORV可用情况下的事件序列。表1中工况X表示该工况的始发事件是X根SG传热管破裂。工况1破口流量较小，一回路压力下降较慢，由稳压器低-2水位信号触发CMT动作并导致停堆。其他工况均由稳压器低压力信号触发停堆。“S”信号最早均由稳压器低-2压力触发。“S”信号或稳压器低-2水位触发CMT和PRHRS动作。传热管破裂导致一回路降温，MSIV根据RCS冷管段低温度关闭。SG窄量程高-2水位触发启动给水和CVS隔离，防止SG满溢。

表1 事件序列Table 1 Event sequence

注：1) 工况1的停堆信号由稳压器低-2水位信号触发，其他工况由稳压器低压力信号触发

根据分析，发现多根传热管破裂的瞬态过程与单根传热管的瞬态过程基本相似，限于篇幅本文仅给出5根传热管破裂工况的瞬态变化(图2～5)。5根SG传热管破裂导致稳压器的水位和压力迅速下降(图3、4)，同时增加SG的水装量。在停堆之前，SG产生的蒸汽完全被汽轮机所吸收，抑制了SG二次侧压力的升高(图4)，SG一、二次侧的高压差维持着较高的破口流量(图2)。停堆后，汽轮机关闭，SG二次侧压力迅速升高，并在MSIV关闭后压力升高导致PORV打开，最终SG二次侧与RCS的压力平衡在PORV开启整定值处，破口流量终止。由于停堆导致主给水丧失，以及SG二次侧压力升高促使两相混合水的坍塌，使得SG水位在停堆后急剧下降。而后SG水位在启动给水的作用下又逐渐升高，并在其隔离后保持稳定，最终距离SG满溢仍有较大的裕量(图2)。PRHRS启动后，堆芯衰变热由PRHRS热交换器导出至IRWST，RCS逐渐冷却(图5)。

图2 破口流量Fig.2 Break flow rate

图3 稳压器和破损SG水位Fig.3 Water levels of pressurizer and broken SG

图4 稳压器和破损SG压力Fig.4 Pressures of pressurizer and broken SG

图5 RCS平均温度Fig.5 Average temperature of RCS

由于在整个瞬态过程中CMT水位并未下降，ADS未受到触发，因此，破口处不会出现大范围地倒流。另外由于CMT的及时注射，可将较浓的硼酸溶液注入到堆芯，可有效防止过多反应性引入堆芯的可能。由于PORV可用，SG二次侧压力最高仅达到PORV整定值附近，并未触发MSSV打开，放射性物质不会旁通安全壳后直接排向环境。

RELAP/MOD3计算得到的单根传热管破裂(工况1)的初始破口临界流量为25 kg/s，而AP1000 SGTR设计基准事故分析用LOFTRAN程序[4]计算得到的初始破口临界流量为20 kg/s，由此可见，本文计算的破口临界流量是偏保守的。由于各工况初始电厂条件相同，因此初始破口临界流量也应相同。计算结果显示初始破口临界流量与破口面积成正比，图2反映的工况5破口临界流量是工况1的5倍。综上所述，本文用RELAP/MOD3计算的破口临界流量是合理的。

3 MSSV卡开分析

对MSGTR始发事件叠加MSSV卡开的瞬态过程进行分析计算。定义所分析的工况为工况5A。假设PORV不可用，且MSSV在打开后失效而无法关闭。为使RCS的水装量最小，假设CVS和启动给水不可用。其他假设条件同工况5。MSGTR叠加MSSV卡开是低概率事件，超出了设计基准事故的范畴。对该工况进行分析的目的是为了论证在更严重事故工况下，特别是在安全壳旁路后，是否会造成堆芯熔化并导致大量放射性物质释放。

表2列出工况5A的事件序列。图6～9示出了不同参数在工况5A中的瞬态变化。

表2 工况5A的事件序列Table 2 Event sequence for case 5A

图6 工况5A下的破口流量和MSSV排放流量Fig.6 Break flow rate and MSSV discharge flow rate at case 5A

由于CVS停用，因此与工况5相比，工况5A的压力下降更快，达到低压力停堆信号和低压力“S”信号的时间均更早。在2 199 s，破损SG的第1级MSSV打开，并处于卡开状态。卡开的安全阀造成SG迅速降压，并使破口流量增大，RCS的压力跟随破损SG的压力变化(图7)。当RCS压力降至4.93 MPa时，安注箱开始注射，并暂时中断CMT的注射(图8)。在3 692 s，CMT水位降至低-1水位，触发ADS-1～3相继打开，促使RCS进一步降压。当ADS-4打开后，RCS完全降压，IRWST开始注射。从图8的DVI流量可看出，在工况5A的整个瞬态过程中，CMT、安注箱和IRWST三者的结合基本可实现对RCS的连续补水。只是在安注箱排空至IRWST投入之间，出现了短暂的流量空档，这造成压力容器内的水位出现了较为明显地下降(图9)。但最终堆芯和上腔室的水位可稳定在堆芯活性区顶部之上，因此堆芯不会出现显著的加热过程，燃料棒温度会保持在冷却剂饱和温度附近。

图7 工况5A下的稳压器和破损SG压力Fig.7 Pressures of pressurizer and broken SG at case 5A

图8 工况5A下的DVI流量Fig.8 DVI flow rate at case 5A

图9 工况5A下的堆芯/上腔室混合水位Fig.9 Mixture level of core/upper plenum at case 5A

4 结论

通过对1～5根SG传热管破裂情况进行分析研究，可得出以下结论。

1) 在PORV可用的情况下，MSSV不会打开，因此不会出现旁通安全壳的情况，可避免放射性物质直接排向环境。

2) SG的防满溢保护可有效避免SG在MSGTR事件中发生满溢，从而防止了二次侧阀门出现过水的情况。

3) SG一、二次侧最终平衡在阀门开启整定值处，CMT水位未下降，不会触发ADS打开，可避免二次侧的无硼水大范围地倒流进RCS。

4) 即使MSGTR叠加MSSV卡开，堆芯也不会出现裸露，燃料棒的完整性可得到保证。因此，在MSSV卡开的情况下也不会有大量裂变产物通过卡开的阀门释放到环境。

[1] Nuclear Regulatory Commission. NRC integrated program for the resolution of unresolved safety issues A-3, A-4, and A-5 regarding steam generator tube integrity, NUREG-0844[R]. US: Nuclear Regulatory Commission, 1988.

[2] Nuclear Regulatory Commission. Policy, technical, and licensing issues pertaining to evolutionary and advanced light-water reactor (ALWR) design, SECY-93-087[R]. US: Nuclear Regulatory Commission, 1993.

[3] ALLISON C M. RELAP5/MOD3 code manual, NUREG/CR-5535[R]. US: Idaho National Engineering Laboratory, 1992.

[4] Westinghouse Electric Company LLC. AP1000 design control document, Revision 19[R]. US: Westinghouse Electric Company LLC, 2011.

Analysis of Multiple Steam Generator Tube Rupture for AP1000

YE Jie, CAI Wei, CHEN Wen-hu

(ShanghaiBranch,ChinaNuclearPowerDesignCo.,Ltd.(Shenzhen),Shanghai200241,China)

The multiple steam generator tube rupture accident in AP1000 was analyzed using RELAP5/MOD3 code. Based on best-estimated method, 1-5 steam generator tube rupture cases were analyzed. The results show that the main steam safety valve (MSSV) remains closed with power-operated relief valves available and the containment bypass will not occur. In each case, there is no core makeup tank level reduction and no automatic depressurization signal generated. Even if MSSV is postulated to stick open, the core is never uncovered and remains cooled.

AP1000; RELAP5/MOD3; multiple steam generator tube rupture; steam generator

2014-02-24;

2014-09-29

叶 杰(1984—)，男，浙江青田人，工程师，安全分析专业

TL364.4

A

1000-6931(2015)06-1057-05

10.7538/yzk.2015.49.06.1057