AP1000主蒸汽管道断裂瞬态仿真研究

苗 纯,方曙东,臧学平

(池州学院 机电工程学院，安徽 池州 247000)



AP1000主蒸汽管道断裂瞬态仿真研究

苗 纯,方曙东,臧学平

(池州学院 机电工程学院，安徽 池州 247000)

为提高系统的经济性和安全性,非能动安全设计在第三代核电(AP1000)广泛使用。本文采用RELAP5(ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram5)分析软件对核电主冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行数值研究,以主蒸汽管道破裂瞬态为例验证AP1000的非能动安全性并与初步安全分析报告比较校验模型的准确性。校验表明本模型和初步安全分析报告计算结果一致，表明三代核电站AP1000拥有足以抵御全厂丧失辅助交流电源事故的设计裕度；模型精度已满足工程应用要求，为三代核电仿真技术的工程应用奠定了技术基础。

数值计算；RELAP5；非能动；AP1000

AP1000是AdvancedPassivePWR的简称，1000为其功率水平(百万千瓦级)。在西屋公司(Westinghouse)设计的第三代核电堆中，对AP1000机组运行状态的安全性有充分的评估，使用了非能动安全系统，以消除在能动设备失效重大风险，并大幅简化系统管路，使之具有三代先进轻水堆区别于二代机组的简单性、安全性、可靠性和经济性的鲜明特点[1-3]，是我国现代核电发展即将大力推广的核电机组类型。在本文的研究中，三代核电冷却系统使用RELAP5/MOD3.2分析软件对其进行数值分析，重点考察了三代核电在出现主蒸汽管道的破裂重大事故中的承受能力。

2 RELAP5软件简介

RELAP(ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram)最佳估算热工水力程序是美国爱达荷国家工程实验室(Idaho)在美国核管会(NRC)的协助下共同开发的先进热工水力软件[4,5]，主要用来模拟压水堆瞬态事故进程，对事故中压水堆的瞬态压力、温度、流量、空泡等关键参数有着很好的模拟。

3 非能动堆芯冷却系统简介

非能动安全体系的核心是其堆芯冷却系统(PXS)[2,6]。其设计综合采用自然循环[7]、高压气体驱动和重力驱动等多种非能动驱动方式实现堆芯冷却和安全注入。

堆芯补水箱环路和非能动余热排出环路采用了自然循环即实现紧急条件下堆芯余热排出和高压下高浓度硼酸溶液注入。PXS系统中设置了两列高压氮气安注箱(ACC)实现高压气体驱动高浓度硼酸溶液注入。最后,高处设置换料水箱,用于在常压条件下使用重力驱动长期冷却堆芯并为非能动余热排出环路提供热阱[8]。

4 主蒸汽管道破裂模拟

当主蒸汽管道发生破裂，大量蒸汽排出，流量激增， 随后蒸汽流量减小。在堆芯具有负的慢化剂温度系数的情况下，随着事故的进行，下降的温度将导致正的反应性。如果在停堆初期发生主蒸汽管道破裂事故，堆芯可能重返临界，并可能引起偏离泡核沸腾和包壳穿孔。如果在功率运行期间发生主蒸汽管道破裂事故，堆芯功率可能会超过限值[9-10]。

依据安全分析报告[11]展示的主蒸汽管道破裂瞬态事件序列，该瞬态会触发非能动余热排出系统并导致CMT进入水循环状态，据此瞬态能验证模型对系统自然循环的模拟效果。

4.1 模拟的相关假设

为了便于和安全分析报告比较，本文采用了以下假设：

图1 系统流程简图

(1)假设事故发生在热备用状态下，此时反应堆冷却剂为全流量、负荷为零；

(2)假设停堆深度选在寿期末、平衡氙条件下，且一束具有最大反应性价值的控制棒卡在全部提出的位置；

(3)假设蒸汽发生器汽水分离器的汽水完全分离；

(4)假设初始具有最大冷的启动给水流量和100%的名义主给水流量；

(5)假定0s时手动启动PRHR；

(6)假设事故发生时有一个堆芯补水箱出口阀失效；

(7)假设只有一台蒸汽发生器失控排放蒸汽；

(8)假设管道破口位于靠近主汽轮机的主蒸汽母管上。

4.2 测试步骤

(1)根据部分假设创建稳态计算结果。

(2)调整控制信号逻辑及延迟，建立瞬态事故再启动输入卡。

(3)计算时间1600秒(稳态1000秒，瞬态600秒)，获得事故计算结果。

4.3 事件序列与重要参数曲线

监视参数随时间的变化曲线与安全分析报告中对应参数进行对比分析如图2-1至图2-6，事故的事件序列见表1,参考值取自AP1000初步安全分析报告。

表1 事故的事件序列

4.4 结果分析

根据计算结果，发生破裂事故后，二回路的主蒸汽流量激增，一回路的冷却剂温度和压力下降，核堆重返临界。通过PRHR系统和蒸汽发生器的热肼效应及CMT含硼水注入系统的投入，反应堆处于安全状态。

(1)由冷却剂降温引起的反应堆功率上升处在可控的范围内，堆芯热流密度不会超过限值；

(2) 冷却剂系统降压引起的冷却剂饱和温度下降，不会引起冷却剂过热。

5 结论

本文通过对主蒸汽管道断裂瞬态的模拟，验证了第三代核电机组AP1000应对该类型事故有充足的设计裕量，对该模型性能总结结论如下：

(1)各设备的响应和动作序列和安全分析报告完全一致，在触发时间上略有区别，其偏差远低于在工程应用所规定限值。这样的偏差主要是计算程序特性决定的。

(2)本次模拟管路中出现了多处面积突变，计算过程中也有很多设备投用引入的扰动，该瞬态过程的模拟对计算程序的精度和稳定性有很高的要求。在这样严苛的条件，程序计算仍然取得了和安全分析报告基本一致的结果，充分验证本次计算采用模型的精确度。

(3)在本事故中PXS系统中的ACC和IRWST的安注功能没有投用，在今后的工作中可以通过对其他瞬态的模拟来对本模型进行进一步的验证。

[1] 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 原子能出版社. 2008.

[2] 关高.AP1000核电厂设备可靠性分级方法的特点与应用研究[J]. 2013,34(6).

[3] 王立昆, 王新红, 刘银河.AP1000核电机组高压加热器制造技术[J]. 压力容器, 2014(5):75-78.

[4] 林支康.AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用[D]. 上海交通大学, 2012.

[5] 殷煜皓.AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 上海交通大学, 2012.

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[7] 于平安. 核反应堆热工分析[M]. 西安交通大学出版社. 2007-07.

[8] 钱晓明．APl000非能动余热排出系统地震PSA简析[J]．2012核能概率安全分析(PSA)研讨会，2012.

[9] 姜瑞涛.AP1000 蒸汽发生器水位瞬态分析[J],原子能科学技术2013年12月第47卷增刊.

[10] 刘爱明．APl000仿真系统失水事故的定性分析[J].电力技术，2010.

[11] 郑利民. 三门核电一期工程1&2号机组初步安全分析报告，修订版第1版.

2016-09-20

安徽省高校优秀青年人才支持计划重点项目(gxyqZD2016369，gxyqZD2016370)；安徽省高校省级重点科研项目(KJ2016A511)资助

苗 纯(1984-), 女，安徽宿州人，池州学院讲师，硕士，主要研究方向为光学。

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1674-2273(2016)06-0033-04