基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

贾 斌，吴 晗，乔雪冬，潘昕怿，吴晓燕，张春明，苏 岩

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

贾 斌，吴 晗，乔雪冬，潘昕怿，吴晓燕，张春明，苏 岩

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模，开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究，研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析，发现虽然在不同工况条件下，系统参数变化和事故发展序列存在一定差异，但总体来讲，在SGTR事故过程中即使操纵员不干预，大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施，可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏，并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态，能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作，最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。

RELAP5；大功率非能动核电厂；SGTR；质量释放；满溢

福岛核事故发生后，核电安全已经在国际上受到了极大的重视，作为第3代核电站反应堆的典型安全理念——非能动安全[1,2]，已经在国内外许多在建堆型和设计研发堆型中被大量采用，同时为了提高核电厂的经济性，各国都在研发大功率核电厂。

SGTR事故[3,4]是指由于SG一根U型传热管完全断裂造成的冷却剂丧失速率超过补给系统正常补水能力的冷却剂装量减少事故。SGTR事故是出现频率很高的设计基准事故[5]，其处理状况还不够理想。国外研究结果表明，SGTR事故导致严重事故的几率较大，西德B阶段风险研究给出的SGTR事故导致的熔堆几率为1×10-6/堆年，占各种初因事故的首位。目前，针对传统1000MW核电机组的SGTR事故分析，国内外相关学者利用系统分析程序开展了一定的研究[6-9]，但针对更高功率的非能动核电厂的SGTR事故分析还较少开展。

本文研究的非能动核电厂是在传统1000MW核电机组上提升功率到1400MW，同时对相应系统进行扩容得到的。由于非能动理念的引入以及机组容量的扩大，都会使电厂对事故工况的响应以及事故过程中发生的物理热工现象发生变化。因此对这种大功率非能动核电厂开展事故分析计算是非常必要的。本文应用轻水堆瞬态分析最佳估算程序RELAP5/mod3.3[10]对大功率非能动核电厂SGTR事故开展分析研究，从事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两个角度分别进行了分析计算，研究大功率非能动核电厂在SGTR事故不同工况下的系统响应过程以及发生的重要物理热工现象。

1 分析模型

依据大功率非能动核电厂的结构类型以及SGTR事故的特点，将核电厂做了以下节块划分，模型的整体节块图如图1所示。SNAP[11]程序作为RELAP5程序建模的辅助工具，为建模过程提供了可视化界面，图2和图3分别为SNAP界面中一回路系统和二回路系统节块图。

为了模拟SGTR事故，需要在一台SG的U型传热管上设置一个破口，与二次侧水空间相连，进而实现一次侧向二次侧泄漏的模拟。由于位于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，所以将破口设置在位于SG管板上部的传热管出口处(冷段)的单根传热管上，并且为双端断裂。图4为SNAP程序界面中，破口处的节块示意图。

2 工况1—最大质量释放

工况2考虑事故造成的破损SG最大水体积，这将最大限度地减小SG满溢裕量。

2.1 分析假设

工况1考虑事故造成的最大质量释放，这将造成最大的放射性释放，计算中采用的保守假设如下：

1) 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；

2) 反应堆初始额定功率运行，并考虑1%的正偏差；

3) 破损SG初始水装量取为正常水装量的90%，这将使得破口流量更大；

4) 假设0s发生SGTR；

5) 假设0s反应堆停堆，停堆同时失去厂外电，主泵和主给水泵开始惰转，主蒸汽旁排系统不可用，并假设启动给水泵失效；

图3 SNAP程序中大功率非能动核电厂二回路系统节块示意图Fig.3 High-power Passive Nuclear Power Plant Secondary System Nodal Diagram in SNAP Program

图4 SNAP程序中大功率非能动核电厂SGTR事故破口处节块示意图Fig.4 High-power Passive Nuclear Power Plant SGTR Accident Break Nodal Diagram in SNAP Program

6) 假设最大的化容系统(CVCS)注射流量和稳压器电加热器的加热功率(即使厂外电源无效)，以使得破口流量达到保守的最大值。CVCS将在SG窄量程高-2水位信号后自动隔离，稳压器电加热器将在堆芯补水箱(CMT)投入后自动隔离；

7) 达到稳压器低-2水位整定值后，假设最不利的单一故障发生，为破损SG二次侧的大气释放阀(PORV)失效，失效模式为阀门卡在开启位置，这将导致破损SG不可控的降压，从而增大一次侧向二次侧的泄漏量和向大气的排放量。达到主蒸汽管道低压力整定值后，与PORV串联的隔离阀关闭。同时破损SG被隔离。

8) 假设在达到稳压器低-2水位整定值后延迟最长时间投入非能动余热排出系统(PRHR)和CMT，以减缓对RCS的降温降压，增大一次侧向二次侧的泄漏量和向大气的排放量。

2.2 分析结果

本分析得到的事件序列见表1。

表1 大功率非能动核电厂SGTR 事故工况1事故序列Table 1 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.1 for High-power Passive Nuclear Power Plant

图5为大功率非能动核电厂SGTR事故工况1下主要参数变化趋势。事故发生后，反应堆冷却剂从主回路系统流向破损SG的二次侧，反应堆冷却剂的流失导致稳压器水位和RCS压力降低，如图5a、图5b所示。由于稳压器水位和压力降低，两台CVCS泵自动投入运行以提供补充流量，同时开启稳压器电加热器。

反应堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰变热水平，使得反应堆进出口温差减小。汽轮机停机，中止向汽轮机供应蒸汽。根据保守假设，主蒸汽旁排系统不可运行，由于一次侧冷却剂的流入，二次侧压力迅速升高，直到顶开SG二次侧的PORV(和安全阀，如果到达其开启整定值)来排放能量，如图5c、图5d所示。

由于破口流量使得主回路系统的装量持续减少，会触发稳压器低-2水位信号，启动CMT和PRHR。同时假定破损SG二次侧的PORV故障开启，导致向大气大量释放，如图5d所示。该故障使得SG快速降压(图5e)，导致一次侧向二次侧的初始泄漏量增大，RCS快速降温降压(图5b、图5f)。

随着RCS快速降温降压，稳压器水位也加速下降，如图5a所示。主回路系统和二回路系统持续降压，直到触发主蒸汽管道低压力信号，该信号会关闭与PORV串联的隔离阀，终止破损SG的故障泄放。

随着隔离阀的关闭，一次侧和二次侧的压力回升(图5b、图5e)，压差增大，破口流量增加(图5g)，破损SG的水体积由于破口流量的积聚而增大(图5h)，直到SG二次侧水位达到窄量程水位高-2整定值，隔离CVCS泵(图5i)后，破损SG水体积增加减缓。

由于利用PRHR热交换器对RCS持续的降温降压，以及CVCS的隔离，主系统压力最终降至破损SG二次侧压力。破口流量终止(图5g)，系统稳定在安全状态。如图5c所示，在PRHR运行情况下，无需完好环路的蒸汽排放，即非故障环路的PORV不会开启，因为PRHR具有足够的能力移出堆芯的衰变热。最终一次侧的温度被很好地降低下来，并稳定在较低水平，如图5f所示。

由于平衡管的持续流量，CMT温度逐渐接近RCS温度，从而使得重力压头逐渐减小，CMT流量逐渐趋于零，如图5i所示。CMT保持充满状态，因此，不会触动自动降压系统。

当破口流量终止时，破损SG水体积(290.38m3)明显小于SG的总容积(大于 320 m3)，如图5h所示。

图5 大功率非能动核电厂SGTR事故工况1主要参数变化趋势Fig.5 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.1

从事故发生到破口流量终止由破损和完好SG释放出来的蒸汽量以及泄漏至破损SG二次侧的冷却剂量见表2。

表2 大功率非能动核电厂SGTR 事故工况1释放量Table 2 SGTR Situation No.1 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

根据表2中的释放量结果，表明本分析的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内[12]。

3 工况2—破损SG最大水体积

3.1 分析假设

工况2考虑事故造成的破损SG最大水体积，这将最大限度地减小SG满溢裕量。计算中采用的保守假设如下：

1) 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；

2) 反应堆初始额定功率运行，并考虑1%的正偏差；

3) SG初始水装量考虑10%的正偏差；

4) 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；

5) 假设0s发生SGTR；

6) 假设0s反应堆停堆，停堆同时失去厂外电，主泵和主给水泵开始惰转，主蒸汽旁排系统不可用；

7) 假设0s最不利的单一故障发生，为启动给水(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SG窄量程高-2水位信号后自动隔离；

8) 假设最大的化容系统(CVCS)注射流量和稳压器电加热器的加热功率(即使厂外电源无效)，以使得破口流量达到保守的最大值。CVCS将在SG窄量程高-2水位信号后自动隔离，稳压器电加热器将在CMT投入后自动隔离；

9) 假设在达到稳压器低-2水位整定值后延迟最长时间投入PRHR和CMT，以减缓对RCS的降温降压，增大一次侧向二次侧的泄漏量。

3.2 分析结果

本分析得到的事件序列见表3。

表3 大功率非能动核电厂SGTR 事故工况2事故序列Table 3 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.2 for High-power Passive Nuclear Power Plant

图6为大功率非能动核电厂SGTR事故工况2下主要参数变化趋势。事故发生后，保守地假定SFW泵立即启动，并以最大流量注水，以增大破损SG的水体积，加剧满溢。反应堆冷却剂从主回路系统流向破损SG的二次侧，反应堆冷却剂的流失导致稳压器水位和RCS压力降低，如图6a和图6b所示。由于稳压器水位和压力降低，两台CVCS泵自动投入运行以提供补充流量，同时开启稳压器电加热器。

对于RCS压力，由于稳压器电加热器的加热作用，会延缓降压，并会使压力有一定回升。之后由于破口处的泄漏，压力又逐渐下降，直到SG高-2水位信号触发，CVCS和SFW被隔离，随着二次侧压力升高，RCS压力也会回升。直到二次侧压力达到大气释放阀开启整定值，开始排放，RCS压力也跟随开始下降。之后由于稳压器低-2水位触发CMT和PRHR的投入以及稳压器电加热器的隔离，RCS压力迅速下降。具体变化过程如图6b所示。

对于二次侧压力，在反应堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰变热水平，并使得反应堆进出口温差减小。汽轮机停机中止向汽轮机供应蒸汽。根据保守假设，主蒸汽旁排系统不可运行，二次侧压力由于破口泄漏和启动给水注入的共同作用(初期由于一次侧高温高压冷却剂通过破口向二次侧喷放，迅速蒸发，导致二次侧压力升高，之后随着二次侧启动给水的不断流入，导致二次侧压力下降)呈现先升高后降低的趋势，当破损SG高-2水位信号被触发后，启动给水隔离(CVCS也同时隔离)，二次侧压力迅速升高，直到顶开SG二次侧的大气释放阀(和安全阀，如果到达其开启整定值)来排放能量。之后由于稳压器低-2水位触发CMT和PRHR投入，使一次侧降温降压，破口流量减小，进而导致二次侧降压，关闭SG大气释放阀。图6c为事故过程中二次侧压力变化曲线。

由于利用PRHR热交换器对RCS持续的降温降压，以及CVCS的隔离，主系统压力最终降至破损SG二次侧压力。破口流量终止(图6d)，并且系统稳定在安全状态。最终一次侧的温度被很好地降低下来，并稳定在较低水平，如图6e所示。

当破口流量终止时，破损SG水体积(293.12m3)虽然大于工况1中的计算结果，但也明显小于SG的总容积(大于320 m3)，如图6f所示。不会发生满溢现象。

图6 大功率非能动核电厂SGTR事故工况2主要参数变化趋势Fig.6 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.2

从事故发生到破口流量终止由破损和完好SG释放出来的蒸汽量以及泄漏至破损SG二次侧的冷却剂量见表4。

表4 大功率非能动核电厂SGTR事故工况2释放量Table 4 SGTR Situation No.2 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

由于工况2得到的质量释放结果远远小于工况1，表明本分析的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。

4 结论

利用RELAP5/mod 3.3程序对大功率非能动核电厂进行详细的建模，开展了SGTR事故分析研究，研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了分析计算，计算结果的主要差异见表5。

表5 两种工况计算结果主要差异项Table 5 Main Difference of the Two Situations

如表5所示，工况1的大气质量释放和破口累计流量远远大于工况2，这是由于其保守的假设破损SG PORV故障卡开。工况2的破损SG水体积大于工况1，这是由于其保守的假设在事故开始SFW控制阀失效，SFW以最大流量持续注入。工况2的破口流量终止早于工况1，这是由于工况2没有像工况1那样因破损SG PORV故障卡开，造成短期不可控的对空气大量质量释放，所以其二次侧压力没有降得很低，与一次侧压力达到平衡早，破口流量终止早。

以上分析研究表明，在SGTR事故中即使操纵员不干预，大功率非能动核电厂依靠自身的停堆保护系统、非能动余热排出系统、堆芯补水系统，可排出事故后堆芯余热，终止SG传热管的泄漏，并将RCS稳定在安全状态，能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作，最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。

下一步工作将针对以上提到的事故后保护系统的运行性能进行深入分析，如对重点运行参数进行敏感性分析，对重点保护系统进行三维计算流体力学分析等，以考察影响事故发展的主要因素，分析事故中复杂物理现象的过程机理。

致谢

本文承蒙大型先进压水堆核电站国家科技重大专项《CAP1400安全审评技术及独立验证试验》(编号：2011ZX06002-010)和《CAP1400安全审评关键技术研究》(编号：2013ZX06002001)项目资助，特此感谢。

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[11] Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual. Applied Programming Technology，Inc.

[12] 大功率非能动核电厂初步安全分析报告. 2013.

Research of High-power Passive Nuclear Power PlantSGTR Accident Based on RELAP5 Code

JIA Bin，WU Han,QIAO Xue-dong，PAN Xin-yi，WU Xiao-yan,ZHANG Chun-ming，SU Yan

( Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing Prov. 100082，China)

High-power Passive Nuclear Power Plant model is established using RELAP5/mod 3.3 code in detail. Refer to SGTR accident basic assumptions，research of High-power Passive nuclear power plant SGTR accident is carried out. The max mass release of the accident and damaged SG max water volume are taken into account in the research for calculations respectively. Through the analysis of the calculation results of the two situations，even though the system parameters changes and sequence of events have some difference at different situations，but overall even if the operators do not interfere，High-power Passive Nuclear Power Plant protection systems and passive design measures will trigger automatic response measures，it can terminate the SG heat transfer tube leaking and make RCS be stable in a safe condition and to prevent SG overflowing and ADS actions occurring.

RELAP5; High-power Passive Nuclear Power Plant; SGTR; Mass Release; Overfill

2016-02-19

国家科技重大专项《CAP1400安全审评技术及独立验证试验》资助项目(No.2011ZX06002010)；国家科技重大专项《CAP1400安全审评关键技术研究》资助项目(No.2013ZX06002001)

贾 斌(1986—)，男，吉林人，工程师，硕士，现从事反应堆热工水力与事故分析方面研究

苏 岩：suyan@chinansc.cn

TL331

A

0258-0918(2016)05-0683-10