CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析1)

， ，，

(环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082)

CAP1400是我国自主开发的具有自主知识产权的三代非能动压水堆核电技术，在AP1000的基础上提升了功率，并对反应堆冷却剂系统、专设安全设施、主要核岛辅助系统和主设备以及核岛厂房布置等进行了重新设计和系统性的优化[1-2]。因此，针对CAP1400主蒸汽管道破裂事故开展分析研究是有必要的。

主蒸汽管道破裂是设计基准事故中反应堆一次侧热输出增加的重要工况之一[3]，破口流量的上升使得堆芯有重返临界和重返功率的可能性。本文重点关注这方面对事故的影响。

1 程序介绍及节点模型

1.1 程序介绍

本文采用SNAP程序进行图形化模型建立及计算结果后处理，SNAP(Symbolic Nuclear Analysis Package)程序是由NRC资助开发的图形化分析程序包，功能包括创建和编辑工程分析软件的输入、提交计算申请、过程监视以及程序之间的相互调用，可以有效提高事故分析的效率。使用RELAP5/MOD 3.3程序进行瞬态计算，Relap 5是轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序[4]，其功能几乎覆盖了核电厂全部热工水力工况。RELAP5/MOD 3.3版本是由美国核管会(NRC)于2001年，经过大量的实验数据和运行经验反馈，对RELAP5系列程序的升级和改进后发布的，已有广泛应用[5]。采用VIPRE程序进行子通道热工水力分析。VIPRE-W程序是由美国西屋公司研制用来考虑水力和核对堆芯及热通道焓升影响的一个三维子通道程序。

1.2 节点模型

根据事故分析需要，采用RELAP5/MOD 3.3程序，建立了CAP1400反应堆系统模型，示意图如图1所示。模型包括两条环路，每条环路根据冷却剂流动方向，分别包括一根冷却剂主管道热管段，一台蒸汽发生器，两台反应堆冷却剂泵，两根冷管段。另外，系统还包括稳压器、波动管、阀门及用于运行控制和安全触发的仪表。

2 事故描述与基本假设

2.1 事故描述

主蒸汽管道破裂事故假设主蒸汽管道破裂引起蒸汽从破口排放，破口的蒸汽流量在发生破裂后的短暂时间内迅速增加，而后，随着蒸汽压力下降而减小。反应堆冷却剂系统能量的过多移出导致反应堆冷却剂温度和压力下降。由于堆芯具有负的慢化剂温度系数，温度下降将引入正的反应性，从而使得反应堆功率上升[6]。

如果在停堆后有一束具有最大反应性价值的控制棒组件卡在它完全抽出的位置上，这就增加了堆芯重返临界和重返功率的可能性。主蒸汽管道破裂之后重返功率可能是一个潜在的重要问题。因为假设一束具有最大反应性价值的控制棒组件卡在它完全抽出的位置上，会产生一个高的功率峰因子。本节的目的是分析反应堆功率运行时发生主蒸汽管道破裂事故，以关注在反应堆停堆前或停堆期间堆芯保护是否依然有效。分析从初始热态满功率开始至PRHR和CMT投入。

主蒸汽管道破裂事故分析的初始工况采用与安分报告相同的初始数值。

2.2 基本假设及验收准则

根据不同的主蒸汽管道破口尺寸，事故被划分为Ⅲ类或Ⅳ类工况，保守考虑，本报告采用Ⅱ类工况的验收准则，具体包括：最小DNBR高于95/95DNBR限值，以保证燃料包壳完整性；超功率限值条件下，不应发生燃料熔化；RCS和主蒸汽系统压力不应高于设计压力的110%；在不发生其他单一失效的情况下，不能导致更严重的事故工况。该事故的主要假设包括：

(1)与堆芯相关的假设

1)慢化剂温度系数：假设慢化剂温度系数为绝对值最大值；

2)多普勒效应：多普勒反应性系数为绝对值最小值；

3)快中子寿命：取0.000 019 8 s；

4)停堆反应性：假设控制棒组件中负反应性价值最大的一组卡死在堆顶。

(2)控制和保护系统

根据破口尺寸，下列停堆信号将给热态满功率主蒸汽管道破裂事故提供必要的保护：

1)超温ΔT;

2)稳压器低压力;

3)S信号:①蒸汽管道低压力信号；②冷段低温信号。

(3)初因事件与功能假设。

反应堆功率为100%，0 s时刻，主蒸汽管道破裂，保守假设给水流量与蒸汽流量相匹配。分析时认为丧失厂外电是该事故的潜在后果，不需要详细分析丧失厂外电工况。

3 计算结果分析

3.1 破口谱分析

本节分析了CAP1400热态满功率主蒸汽管道0.009～0.15 m2的破口谱，如图2所示。结果表明，结果表明，直到0.058 m2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。反应堆不停堆工况与负荷过增事故相似，反应堆达到一个新的与蒸汽增加相对应的功率水平。对于0.059～0.105 m2的蒸汽管道破口，反应堆由超功率ΔT信号触发停堆。对于0.106～0.15 m2的蒸汽管道破口，反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。

图1 CAP1400一回路系统节点模型Fig.1 The node model for primary coolant system of CAP1400

图2 破口谱Fig.2 The break spectrum

从DNB和燃料中心熔化(kW/m)保护角度考虑，在分析计算中，超功率ΔT触发停堆时，破口尺寸越大，达到的停堆功率越大，最极限的工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m2。

3.2 事故序列对比及关键参数分析

针对极限工况进行详细计算，0 s时刻不含稳压器回路的主蒸汽管道破裂，引起蒸汽流量迅速增加，事故序列如表1所示。

表1 CAP1400 MSLB事故序列Table 1 Sequence of MSLB accident for CAP1400

将计算所得的关键参数进行分析，详细变化曲线如图3～图9所示。

如图9所示，破口发生后，破口的蒸汽流量在发生破裂后的短暂时间内迅速增加，而后，随着蒸汽压力下降而减小。蒸汽流量的增加使得二回路带热增加，一回路冷却剂温度下降，受慢化剂温度系数和多普勒功率系数共同影响，堆芯引入正反应性，功率和热流密度不断上升，如图3、图4所示。功率上升至115%超功率停堆整定值后，超功率ΔT信号触发停堆，反应堆功率迅速下降。

由于存在慢化剂温度系数和多普勒功率系数，控制棒插入、功率骤降的过程中会引入较大的正反应性，使得功率在停堆后存在略微反弹的现象，如图3。停堆后功率约降至40%，分析是由于RELAP5为国际通用的最佳估算系统分析程序，破口流量使用Henry-Fauske模型进行计算，上游出现气泡即认为进入两相临界流，计算的破口流量波动较小，使得停堆后得到的核功率较高。

堆芯热流密度变化趋势同核功率变化趋势类似，如图4所示。在破口发生后逐渐上升，停堆后快速降低，由于存在较大的慢化剂温度系数，停堆后核功率较大，热流密度较高。

图3 瞬态归一化核功率Fig.3 Nuclear power vs time

图4 堆芯热流密度Fig.4 Heat flus vs time

破口发生后，二回路带热增加，导致一回路冷却剂系统压力不断下降，如图5所示。引入正反应性后，反应堆功率上升，产热增加，至停堆前，压力下降趋势逐渐减弱消失，压力出现微弱回升。停堆后，由于堆芯产热骤降，压力也随之快速下降。图6为稳压器和波动管水体积变化的对比曲线。稳压器和波动管水体积变化趋势同稳压器压力变化趋势相同。为关注在反应堆停堆前或停堆期间堆芯保护是否依然有效，本文所计算的主蒸汽管道破裂事故从初始热态满功率开始，至PRHR和CMT投入结束。其中稳压器低-2水位触发CMT动作的极限整定值为26 m3，瞬态计算时间为23.6 s。

图5 稳压器压力Fig.5 RCS pressure vs time

图6 稳压器和波动管水体积Fig.6 RCS water volume vs time

图7、图8为压力容器入口温度和蒸汽发生器压力变化的曲线。停堆前，由于破口导致的二回路带热增加，压力容器入口温度和蒸汽发生器压力不断降低。停堆后，堆芯产热和二回路流量都快速下降。二回路流量下降如图9。二回路流量降低造成的带热能力下降同停堆造成的堆芯产热降低相互作用，但由于二回路流量下降幅度较小，使得停堆后，二回路带热能力较强，故压力容器入口温度和蒸汽发生器压力除在刚停堆后出现微弱的回升外，随后仍继续下降。

图7 压力容器入口温度Fig.7 RCS temperature vs time

图8 蒸汽发生器压力Fig.8 Steam generator pressure vs time

图9 蒸汽流量Fig.9 Steam mass flow vs time

3.3 DNBR

根据系统程序的计算结果选取极限点，将极限点的状态参数(如堆芯流量、热流密度、温度、压力等)提供给物理方向专业人员，采用三维堆芯核设计程序ANC计算该极限点对应的不同功率分布。计算分为4个循环，每个循环根据功率向上、向下倾斜情况不同又分为6个工况。针对这24个不同的功率分布，采用同安分报告相同的F对DNBR进行计算，得到的最小DNBR 1.914即为事故对应的最小DNBR。满功率MSLB事故DNBR的验收准则为1.5， DNBR满足验收准则。

4 结 论

本文使用最佳估算程序RELAP5/mod3.3为CAP1400核电厂热态满功率主蒸汽管道破裂事故建立稳态和瞬态模型，参照安分报告中的基本假设，开展破口谱分析，并就关键热工水力参数进行了分析。

本文分析了0.009～0.15m2的蒸汽管道破口谱。结果表明直到0.058 m2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m2的蒸汽管道破口，反应堆由超功率ΔT触发停堆。对于0.106～0.15 m2的蒸汽管道破口，反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从燃料中心熔化保护角度考虑，最极限的工况是0.105 m2。分析表明，对于最极限的工况仍满足压力和DNBR的验收准则。结论认为，CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。