停堆期间主系统冷态超压及未预期温度变化保护操作研究

(中国核电工程有限公司，北京　100840)

先进核电厂运行模式分为6种运行模式，分别为功率运行模式、蒸汽发生器冷却正常停堆模式、余热排出系统正常停堆模式、维修停堆模式、换料停堆模式和反应堆完全卸料模式。最后两个模式下核电厂处于停堆情况能量低。模式5：一回路平均温度小于90 ℃，压力小于3.0 MPa，包括正常冷停堆工况、一回路卸压但封闭维修冷停堆工况、一回路微开维修冷停堆工况、一回路充分打开维修冷停堆工况。模式6：一回路平均温度小于60 ℃，压力为大气压力，只包括换料停堆工况。

在停堆工况下，安全功能的优先级自高至低如下：堆芯冷却、热阱、安全壳(包容放射性)、次临界、完整性(冷态超压)、支持系统失效造成的热阱丧失(反应堆冷却剂系统RCS未预期加热)功能恢复。

本文对主系统冷态超压和未预期温度变化事故后操纵员的主要操作对一回路的影响进行了研究，并提出一个操作方案。

1　冷态超压事故和未预期温度变化事故概述

1.1　冷态超压

反应堆冷却剂系统(RCS)的冷态超压保护功能是余热排出系统(RHR)实现的。在反应堆冷却剂系统处于水密实状态时，由于稳压器的稳压功能丧失，处于满水状态，质量和能量扰动极易导致系统压力出现较大波动[1]。如果过快引入质量或能量，将导致系统压力快速升高。当RCS压力超过冷态超压保护限值时，认为发生冷态超压事故。

1.2　未预期温度变化

RCS和RHR连接后，RHR系统及其支持系统(设备冷却水系统WCC、重要厂用水系统WES)的故障可能会造成一回路温度的异常变化。在冷停堆及以下运行模式下，若发生未预期的温度变化，并且此时并未执行加热或冷却控制操作，则认为发生了未预期温度变化事故。

在一回路冷却剂系统得到冷却后，造成冷却剂系统温度发生未预期的变化的情况主要是余热排出系统或其支持系统的故障。

2　典型瞬态分析

2.1　程序模型

本文计算使用RELAP5程序。RELAP5程序是美国爱达荷国家工程实验室(Idaho National Engineering Laboratory，INEL)于20世纪80年代逐渐开发，专门用于核电厂事故分析的大型热工水力最佳估算程序，可用于事故瞬态和失水事故(LOCA)的计算分析，是目前最常用的核电厂系统热工水力分析程序之一。本文计算模型中包括一回路冷却剂系统及RHR系统，见图1。

图1　一回路及RHR系统模型示意图Fig.1　Sketch of the primary system and RHR system

2.2　冷态超压事故及缓解措施分析

停运主泵及下泄降时引起冷态超压的事故分别为主泵误开启(工况1)和上充误开启(工况2)。

计算初始与假设条件如表1。工况计算结果见图2至图5。

表1　冷态超压工况初始条件Table 1　Initial Conditions for Cold Overpressure

图2　工况1.1主泵流量Fig.2　Flow rate of RCPs in Case1.1

图3　工况1.1安全阀压力Fig.3　Pressure of the RHR safety valve in Case1.1

图4　工况1.1-1.5一回路压力Fig.4　Pressure of the primary circuit in Case1.1-1.5

图5　工况2.1-2.5一回路压力Fig.5　Pressure of the primary circuit in Case2.1-2.5

以下统称工况1，时间窗口见表2。工况1.1：在稳定的停堆情况下，2号主泵误启动，由于RHR接入一回路系统，通过RHR安全阀降低一回路压力。工况1.2：在一回路压力到达3.4 MPa时关闭误启动的2号主泵。工况1.3：在一回路压力到达3.4 MPa时关闭所有主泵。工况1.4：在一回路压力到达3.4 MPa时关闭所有主泵，且开启过剩下泄，在一回路压力到达2.8 MPa后关闭过剩下泄。工况1.5：在一回路压力到达3.4 MPa时关闭所有主泵，且开启正常下泄，在一回路压力到达2.8 MPa后关闭正常下泄。

以下统称工况2，时间窗口见表3。事故始发事件为上充误开启，缓解措施与工况1类似。

本节的分析得到如下结论：在停堆工况下主泵开始运行导致的冷态超压，通过停主泵和开启下泄的操作可以降低一回路压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内；在停堆工况下上充误开启导致的冷态超压，只停主泵无法降低一回路的压力，通过开启下泄可以降低一回路压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内；在下泄不可用时，通过过剩下泄可以降低一回路的压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内。

2.3　未预期温度变化事故及缓解措施分析

本节主要研究控制RHR流量稳定RCS温度以及配置RHR、WES、WCC系统等操作。因此未预期温度变化的事故主要有RHR二次侧水温突然升高(工况3)和RHR泵停转(工况4)。

初始情况见表4，工况计算结果见图6至图7。

表4　未预期温度变化工况初始条件Table 4　Initial conditions for unexpected temperature changes

以下统称工况3，时间窗口见表5。RHR换热器二次侧设备冷却水入口温度正常情况下为35 ℃，始发事件为二次侧入口温度由35 ℃突然变为40 ℃、45 ℃、50 ℃、55 ℃。工况3.1.0和工况3.2.0在经历一段时间后，一回路压力温度稳定到另外一个状态，一回路的温度变化率低于3℃/10 min。而工况3.3.0和工况3.4.0一回路的温度变化率会超过3 ℃/10 min，触发停堆事故规程的橙灯，引导操纵员进入停堆事故规程。工况3.3.1和工况3.4.1：在一回路温度变化率达到3℃/10 min后调节RHR流量，使旁通流量为零，RHR换热器的流量达到最大值，稳定冷却剂温度。工况3.4.2：在一回路温度变化率达到3 ℃/10 min后调节RHR流量，使旁通流量为零，RHR换热器的流量达到最大值，且恢复WCC母管温度到40 ℃。

以下统称工况4，时间窗口见表6。工况4.1，RHR系统2号泵在1 000 s停转。工况4.2，RHR系统2号泵在1 000 s停转后，调整RHR旁通流量为0，此时RHR换热器流量最大。

图6　工况3温度变化率Fig.6　Temperature changing Rate in Case3

图7　工况4温度变化率Fig.7　Temperature changing Rate in Case4

工况3.1.03.2.03.3.03.3.13.4.03.4.13.4.2二次侧入口温度/℃35变为4035变为4535变为5035变为5035变为5535变为5535变为55瞬态发生时刻/s1 0001 0001 0001 0001 0001 0001 000进入事故规程/s--1 3401 3401 2101 2101 210缓解措施不需要不需要无调节旁通流量无调节旁通流量调节旁通流量,2 000 s恢复母管温度到40 ℃一回路状况完好完好超温超压压力:2.4 MPa温度:64.1 ℃超温超压超温超压压力:2.3 MPa温度:57.7 ℃

由本节的分析可以发现，WCC或WES系统故障造成RHR换热器二次侧入口温度升高时，通过调整RHR的流量可以一定程度上重新控制一回路的温度和压力，若无法稳定一回路的温度和压力，说明RHR的冷却能力不足，需要检查WCC和WES系统的故障，恢复WCC母管的温度才能重新控制一回路的温度和压力。

表6　工况4的时间窗口Table 6　Time windows for cold overpressure in Case 4

2.4　RHR带热能力及停堆时间研究

经过上节的分析发现，有必要研究RHR换热器在不同状态下的带热能力，保证换热器的热负荷与堆芯衰变热相匹配。根据技术规格书的要求，在一回路温度大于70 ℃时，要有一个主泵运行。

本节研究在低功率情况下，在RHR只有一列运行，一列WCC中的一个热交换器运行时，系统的热容量，即最大热负荷。

表7　工况5具体描述及主要结果Table 7　Descriptions and main results of Case 5

工况5.1.1至5.1.5一回路状态稳定，而工况5.1.6一回路压力温度持续上升，见图8和图9，表明堆芯出口温度为90 ℃时，RHR的换热能力只能带出衰变热19 MW(工况5.1.5)。因此衰变热大于19 MW(停堆时间为17.9小时)建议运行范围为堆芯出口温度大于90 ℃。依此类推得到停堆期间的建议运行范围，见图10及表8。图10给出了推荐运行的范围，为了保证RHR有足够的裕量，推荐核电厂运行在图中的绿色区域，首次从理论上给出了最恶劣停堆工况(只有一列换热器可用)安全运行的界限，帮助操纵员进行判断。

图8　工况5.1一回路压力Fig.8　Pressure of the primary system in Case5.1

图9　工况5.1一回路温度Fig.9　Temperature of the primary system in Case 5.1

图10　停堆工况推荐运行范围Fig.10　Proposed range of the shutdown operation

主泵堆芯出口温度/℃一列RHR换热能力/MW对应的停堆时间/h有1台主泵运行901917.9801538.8701191.4所有主泵停运701446.2631191.460(设计值)10120.7507274.74031 017.6

3　结论

本文选取停堆工况下主泵开始运行及上充误开启导致的冷态超压事故和系统故障始发的未预期温度变化事故，针对操纵员降压操作进行了计算。得到以下结论：

1)在停堆工况下主泵开始运行导致的冷态超压，通过停主泵和开启下泄的操作可以降低一回路压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内；

2)在停堆工况下上充误开启导致的冷态超压，只停主泵无法降低一回路的压力，通过开启下泄可以降低一回路压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内；

3)在下泄不可用时，通过过剩下泄可以降低一回路的压力，保证反应堆冷却剂系统压力在规定的限值以内；

4)WCC或WES系统故障造成RHR换热器二次侧入口温度升高时，通过调整RHR的流量可以一定程度上重新控制一回路的温度和压力，若无法稳定一回路的温度和压力，说明RHR的冷却能力不足，需要检查WCC和WES系统的故障，恢复WCC母管的温度才能重新控制一回路的温度和压力；

5)为了保证RHR有足够的裕量，本文还给出了一个推荐运行范围，给出停堆后一回路的冷却剂温度与时间的关系，首次从理论上给出了最恶劣停堆工况(只有一列换热器可用)安全运行的界限。