全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

张　盼，赵传奇，王业辉，胡文超，潘昕怿

全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

张盼，赵传奇，王业辉，胡文超，潘昕怿*

（生态环境部核与辐射安全中心，北京100082）

福岛核事故发生以后，全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应，文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型，并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应，得出如下结论：全厂断电事故后，非能动核电厂依靠蒸汽发生器（Steam Generator，SG）和非能动余热排出系统（Passive Residual Heat Removal system，PRHR）能够及时带出堆芯衰变热；PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出，但对反应堆冷却能力的影响并不大；堆芯补水箱（Core Makeup Tanks，CMT）向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大，可考虑调节CMT注入管线的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止稳压器发生满溢。

全厂断电；非能动；PRHR；CMT

福岛核事故发生之后，全厂断电事故缓解措施方面的研究受到业界广泛关注。CAP1400是先进的第三代核电堆型，安全系统采用了非能动安全设计理念。在全厂断电事故下，堆芯衰变热主要由非能动堆芯冷却系统带出至安全壳内置换料水箱，并通过非能动安全壳冷却系统将热量传递至最终热阱—大气。在整个事故缓解过程中，PRHR HX的换热性能至关重要，它是决定反应堆安全的关键因素，因此有必要开展PRHR HX换热特性的研究。

国内外的广大学者针对全厂事故及用于缓解事故后果的安全系统性能开展了大量研究工作。对于非能动核电厂，其主要通过SG和PRHR系统来排出事故后的堆芯衰变热。聂昌举基于SG液位低信号触发反应堆停堆，同时发生全厂断电的假设，采用修改后的LOFTRAN程序分析AP1000核电厂全厂断电事故的瞬态[1]；张亚培等采用RELAP5程序分析了CPR1000全厂断电事故的瞬态特性[2]；袁添鸿等采用RELAP5程序分析了AP1000非能动余热排出系统性能[3]；王宝生等采用PRHRSDSC程序分析了AP1000核电厂非能动余热排出系统的瞬态特性[4]。此外，针对非能动余热排出系统性能开展了大量试验研究和数值仿真工作[5-12]。

本文采用RELAP5程序分析了非能动核电厂在全厂断电事故后系统的瞬态响应，并开展电厂瞬态响应对不同参数的敏感性分析。

1　计算模型及工况

1.1　几何模型

在全厂断电事故下，反应堆停堆后一段时间内，核电厂堆芯的衰变热将由SG带至二回路，由于SG二次侧给水的丧失导致二次侧的水位逐渐降低，当出现SG二次侧低水位信号时触发PRHR系统。之后，主要由PRHR系统带出堆芯衰变热，维持堆芯的冷却。在事故的后期，由于内置换料水箱（In-containment Refueling Water Storage Tank，IRWST）内流体温度达到饱和温度并蒸发，致使安全壳内温度和压力上升，可能会触发非能动安全壳冷却系统的投运，将大气环境作为堆芯衰变热排出的最终热阱。

考虑到计算程序无法模拟IRWST内冷却剂蒸发后通过非能动安全壳冷却系统冷凝—收集—回流的过程，计算过程在堆芯产生衰变热与PRHR热交换器和CMT注入冷水的换热量到达平衡状态时终止。计算模型包括主回路系统（堆芯、压力容器、稳压器、主管道、4台主泵、2台SG）、非能动余热排出系统（管道、热交换器、阀门、IRWST等）、堆芯补水箱（CMT）系统（平衡管线、CMT、直接注入管线等）。堆芯额定功率3 400 MW；压力容器内正常质量流量15 160 kg/s；稳压器压力15.5 MPa，稳压器设置电加热系统、连接冷管段的喷淋系统和安全阀；IRWST初始温度49 ℃，水箱上部采用时间相关控制体模拟安全壳内的大气空间；单台CMT容积13.6 L，内含与安全壳内环境温度一致冷水。计算模型节点图如图1所示。

1.2　计算工况

本文主要研究非能动核电厂在全厂断电事故下的瞬态响应，并分析PRHR热交换器投入时间及1列CMT失效对核电厂瞬态的影响。考虑到SG液位是PRHR投入运行的触发信号，而PRHR的投入时间对事故进程有影响。此外，CMT的安注流量对堆芯冷却和稳压器的液位有重要影响。因此，开展了如下4组工况的计算，如表1所示。

图1　计算模型节点图

表1　计算工况表

2　计算结果及分析

2.1　事故进程

在计算过程中，程序先运行200 s的稳态，使系统参数达到核电厂稳态运行状态。工况1主要事件的时间序列如表2所示。

表2　工况1主要事件的时间序列

2.2　事故后关键参数的瞬态分析

本部分主要分析全厂断电事故下主回路系统的压力、温度、流量、SG液位、稳压器液位、PRHR流量、CMT流量等关键参数的瞬态响应。图2、图3给出了工况1下的主回路流量、PRHR流量、CMT流量的瞬态。

核电厂系统布置采用2条热管段和4条冷管段的布置方式，所以单条热管段流量是单条冷管段流量的2倍。图2可以看出，发生全厂断电事故后，主回路的质量流量迅速下降，反应堆堆芯衰变热先由SG和堆芯之间形成的自然循环流量带出。当3 590 s时，PRHR系统启动及随后CMT内冷水的注入，主回路流量瞬时增加，之后逐渐减小并维持在稳定水平。

图3给出的是PRHR管线和CMT管线的质量流量瞬态曲线。PRHR的投入是由SG二次侧液位低信号触发，在PRHR系统投入后，堆芯衰变热主要由PRHR热交换器带出。PRHR在刚投入时，质量流量到达峰值，之后缓慢下降并趋于稳定。

图2　工况1下主回路冷管段和热管段的质量流量瞬态曲线

图3　工况1下PRHR管线和CMT管线质量流量瞬态曲线

CMT由冷管段温度低信号触发。由于PRHR系统的投运，反应堆引入一个瞬时的高的注入流量，导致冷管段温度瞬时快速下降，达到冷管段低温设定值，从而触发CMT投入运行。当CMT启动时，注入流量达到峰值，随后逐渐降低。

图4给出了4组工况下稳压器压力的瞬态曲线。在全厂断电事故发生后，主回路冷却剂流量迅速下降，导致稳压器的压力先上升。随后，堆芯与SG之间的自然循环建立，成为堆芯衰变热导出的唯一途径。在这个阶段，稳压器的压力缓慢下降。当PRHR启动时，主回路冷却能力瞬时增大。之后，CMT注入启动，CMT内大量冷水的注入进一步加快了稳压器压力的下降。随着CMT中冷水的持续注入，流经堆芯被加热后，温度升高，密度降低，从而使一回路水体积膨胀，导致稳压器压力持续上升。

图4　4组工况下稳压器压力瞬态曲线

对比上述4组工况：

（1）工况2与工况1对比可以看出：1列CMT失效后，压力降低的幅度减小。同时，通过CMT注入主回路的冷水总量降低，稳压器压力上升的速率相对较小；

（2）对比工况1、工况3和工况4，由于PRHR启动时间的差异，导致CMT启动时间之间的差异，但CMT注入主回路的冷水总量是一致的。所以，在3组工况下，稳压器压力上升速率是一致的，只是达到最低压力值并开始上升的时间之间存在一定的差异。

图5给出了4组工况下冷管段温度的瞬态曲线。当全厂断电事故发生后，冷管段温度先小幅上升，随后维持相对稳定状态，直到PRHR启动及CMT注入管线开启，冷管段温度快速下降，最后逐渐趋于稳定，说明此时系统中堆芯产生的衰变热与PRHR系统的换热量和CMT注入冷水的换热量之间达到平衡状态。

对比4组工况：

（1）工况1与工况2对比发现：由于1列CMT失效，工况2向堆芯注入的冷水总量要少于工况1，所以工况2下冷管段温度要高于工况1；

（2）工况1、工况3和工况4对比，由于PRHR系统启动时刻不同，导致温度开始迅速下降的时刻不同，但经过一段时间之后，3组工况下冷管段温度趋于稳定，说明此时系统中堆芯产生的衰变热与PRHR系统的换热量和CMT注入冷水的换热量之间达到平衡状态。

图5　4组工况下冷管段温度瞬态曲线

图6给出了4组工况下热管段温度的瞬态曲线。在全厂断电事故发生后，由于主泵惰转，热管段温度先小幅下降，后逐渐保持稳定。当PRHR启动及CMT注入管线开启，热管段的温度快速下降，最后逐渐趋于稳定，说明系统中堆芯产生的衰变热与PRHR系统的换热量和CMT注入冷水的换热量之间达到平衡状态。

对比4组工况：

（1）工况1与工况2对比发现：由于1列CMT失效，工况2向堆芯注入的冷水总量要少于工况1，所以工况2下热管段温度要高于工况1；

（2）工况1、工况3和工况4对比，由于PRHR系统启动时刻不同，导致温度开始迅速下降的时刻不同，但经过一段时间之后，3组工况下热管段温度基本趋于一致，工况1略高于工况3，略低于工况4，主要是蒸汽发生器二次侧冷却剂参与一回路热量排出的数量之间存在差异。

图6　4组工况下热管段温度瞬态曲线

图7给出了4组工况下SG液位的瞬态曲线。在全厂断电事故发生后，主给水丧失，堆芯衰变热传递至SG的二次侧，导致二次侧超压，SG安全阀开启向安全壳内释放蒸汽，SG液位持续下降。当SG液位到达低水位设定值时，启动PRHR系统，由PRHR系统来进行衰变热排出。由于PRHR系统换热能力强，主回路温度大幅下降，导致堆芯衰变热无法再通过SG一次侧传递至二次侧。所以，SG的液位维持在稳定状态。

图7　4组工况下SG液位瞬态曲线

对比4组计算工况：

（1）工况1和工况2下，SG的液位变化趋势是一致的；

（2）工况1、工况3和工况4下，在PRHR系统启动前，液位下降趋势完全一致。

由于3组工况的低液位设定值不同，且在PRHR启动后，SG二次侧向主回路反向传热，SG的液位保持在低液位设定值的水平。基于这个现象，说明低液位信号的设定值决定了SG二次侧冷却剂参与堆芯衰变热带出的总量，低液位值设定的越低，则参与换热的SG二次侧冷却剂的总量越多；低液位值设定的越高，则参与换热的SG二次侧冷却剂的总量越少。

图8给出了4组工况下稳压器水位的瞬态变化。在全厂断电事故发生后，稳压器的液位先缓慢上升，在PRHR系统启动后，稳压器液位快速下降，CMT注入管线开启之后，稳压器液位又开始持续上升。随着稳压器液位的持续升高，可能导致稳压器满溢的风险，造成稳压器安全阀无法回座。因此，在事故过程中，可以通过CMT出口管线下游的流量调节孔板，增大管线的阻力，降低CMT注入流量，避免稳压器发生满溢。

图8　4组工况下稳压器液位瞬态曲线

对比上述4组工况：

（1）工况2与工况1对比可以看出：1列CMT失效后，主回路温度降幅要小，压力降低的幅度减小。同时，工况2通过CMT注入主回路速率相比于工况1较小，因水体积膨胀导致稳压器液位上升也较慢。所以，工况2下的稳压器液位相比于工况1呈现先高后低的规律；

（2）对比工况1、工况3和工况4，由于PRHR启动的时间的差异，导致CMT启动的时间之间的差异，但CMT注入主回路的冷水量是一致的。所以，在3组工况下，稳压器液位上升速率是一致的，只是达到最低液位值的时刻存在一定的差异。

3　结论

文章针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级的计算模型，分析了核电厂全厂断电事故后的系统响应，并开展部分参数的敏感性分析，得出如下结论：

（1）在全厂断电事故下，非能动核电厂依靠SG和PRHR系统能够将反应堆的衰变热带出，维持堆芯的冷却；

（2）PRHR系统由SG低水位信号触发，低水位设定值的大小会影响参与换热的SG二次侧冷却剂总量大小，但对堆芯冷却能力的影响较小；

（3）CMT向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大，可考虑调节CMT注入管线的阻力，使CMT注入流量在合理的水平，防止稳压器液位快速升高而发生满溢。

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Study on the System Response and Sensitivity of Passive Nuclear Power Plants under Station Blackout Accident

ZHANG Pan，ZHAO Chuanqi，WANG Yehui，HU Wenchao，PAN Xinyi*

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

After the Fukushima nuclear accident, the station blackout accident became a focus of attention. In order to study the system response of the nuclear power plant after the station blackout accident, a system-level model for the system and equipment of a passive nuclear power plant is established by using a system analysis code, and the calculation and analysis are carried out. The transient response of key parameters of the primary circuit system and the safety system is obtained, and the conclusions are as follow: After the station blackout accident, the passive nuclear power plant relies on the steam generator (SG) and the passive residual heat removal system (PRHR) can bring out the core decay heat in time. The PRHR start sooner or later affects the SG secondary side coolant to carry out the residual heat of the core, but it has little effect on the cooling capacity of the reactor core. The mass and flow rate of the coolant from CMT inject into the primary circuit have a great influence on the temperature, pressure and pressurizer water level. It can be considered to adjust the resistance of the CMT injection pipeline, so that the CMT injection flow rate is at a reasonable level to prevent the pressurizer from overflowing.

Station blackout；Passive；PRHR；CMT

TL99

A

0258-0918（2022）01-0122-07

2020-12-01

国家科技重点研发计划“核电厂RISMC设计、分析与运行管理的理论方法研究”（2018YFB1900305）项目资助

张 盼（1988—），男，湖北天门人，工程师，硕士，现主要从事反应堆热工水力学方面研究

潘昕怿，E-mail：panxinyi@chinansc.cn