基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

胡伟晨，刘建全,*，赵鹏程，杨已颢，苏　统

基于RELAP5的蒸汽发生器传热管断裂事故分析

胡伟晨1，刘建全1,*，赵鹏程2，杨已颢1，苏统1

（1. 上海电力大学能源与机械工程学院，上海 200090；2. 南华大学核科学技术学院，湖南 衡阳 421001）

基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型，在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析，并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同，各参数变化趋势相似；断裂根数越多，破口初始流量越大，触发系统动作越早；破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。

RELAP5；CPR1000机组；SGTR；蒸汽发生器满溢；事故分析

蒸汽发生器（SG）作为一回路、二回路热量交换的设备，主要通过传热管道与二次侧主给水进行换热，对屏蔽一回路辐射具有重要作用[1]。蒸汽发生器传热管道破裂（SGTR）是核电厂发生频率较高的事故之一[2]。传热管道发生破口后会导致冷却剂压力边界安全屏障失效，一回路冷却剂通过传热管道破口迅速进入蒸汽发生器二次侧。SGTR事故一旦造成SG满溢的情况，主蒸汽管道充满水，主蒸汽系统的安全阀带水排放，则大量放射性物质突破了核安全的三道屏障进入到环境中[3]。我国《核动力厂环境辐射防护规定》[4]将SG单根传热管道破裂和多根管道破裂分别列为稀有事故和极限事故。CPR1000机组是目前国内主要的运行核电机组。对该机组发生SGTR事故瞬态分析的相关研究主要有，针对SGTR事故是否考虑人为操作分析的短期事故[5,6]，考虑非安全级系统或设备投入的长期事故分析[6]，SG蒸汽管道破裂叠加2根传热管道断裂分析等[7]。对于CPR1000多根管道双端断裂极限事故的分析是必要的，并且进行SG满溢时间的敏感性分析，这对缓解事故影响具有实际工程应用价值。本文采用RELAP5/MOD3.4程序，模拟CPR1000机组正常运行过程和SGTR事故运行瞬态，对多根管道双端断裂事故和SG满溢时间进行敏感性分析。

1　计算模型建立和事故假设

1.1　RELAP5程序介绍

RELAP5程序[8]可以为有关标准制定提供依据、为电站设计建造提供审查验证、提供操作员导则评估以及对核电厂稳态和事故瞬态分析等，主要以两相系统的非均相和非平衡流体动力模型为基础，几乎涵盖所有经验验证模型，包括输入处理、瞬态与稳态计算和计算抽取输出三个部分，能够模拟核电厂压力容器、堆芯燃料元件、蒸汽发生器、主泵、安注箱等全部设备。核电事故系统设备投入运作条件等响应的控制，可通过逻辑控制卡触发条件实现。

1.2　基于RELAP5的三环路压水堆模型建立

本文以某现役CPR1000核电机组为对象，参考同型机组的节点划分，基于RELAP5/ MOD3.4[9]建立三环路一、二回路机组模型，如图1所示。[10]反应堆压力容器使用100～155部件模拟，其中130部件为堆芯区域。冷却剂通过上腔室140部件与热管段200、300和400部件相连，通往一回路的三个环路。200～250、300～350和400～450分别用于模拟三个环路的一回路，其中235、335、435为主泵。三个环路冷端分别通过冷管段入口106、108、110进入压力容器。用260～290模拟稳压器相关部件，并通过波动管270部件与热管段200部件连接。500～590、600～690、700～790用于模拟三环路SG和二次侧设备。上充管线841部件与245部件相连，在事故情况下作为高压安注系统投入运行。三个环路各布置一个中压安注箱825、830、835，启动压力条件为小于4.53 MPa。将模型经满功率稳态运行后的计算数据与设计参数进行对比，验证该模型是否可以对机组的长期运行准确模拟。选取200 s后满功率稳态工况下的部分运行数据结果与设计参数对比结果如表1所示。

1.3　蒸汽发生器传热管道模拟

该CPR1000三环路机组，每个环路设置一台立式的、自然循环、倒U型管式SG。倒U型传热管束是由4 474根倒U型传热管以正方形排列而成的。建模中将4 474根U型管道模拟成集总管道[12,13]，并模拟蒸汽发生器稳态换热运行情况。传热管道等效通流面积和等效高度计算公式如（1～3）所示。当发生传热管道破口事故时，将发生断裂的传热管道从集总管道中分离出来，其中集总管和破口管束水力学直径相同（取小管直径0.016 87 m）。当发生单根传热管道双端断裂时，破口面积相当于两倍的单根管道通流面积。多根传热管道双端断裂的模拟情况与单根传热管道双端断裂情况类似，在计算换热量时，集总管换热面积不因为单管分离减少，多根传热管道双端断裂事故通过改变集总管道、分离破口管束模拟参数和破口阀门打开面积的方式模拟，如图2所示。集总管220部件，分离管束221部件分别与SG入口215、出口水室225连接。分离管束在顶部节点5位置用阀门928模拟破口，破口流量进入520部件及SG二次侧。

表1　满功率稳态工况下运行数据与设计参数对比

1.4　事故假设

SGTR事故系统动作如表2所示。反应堆初始功率取100%额定功率，假设不考虑上充泵、下泄管线、稳压器喷淋系统动作[14,15]，在30 min 内无人为干预，破口发生在U型管顶部，稳压器低压触发停堆信号，根据《大亚湾设备运行与系统》[8]和CPR1000机组模拟SGTR事故序列[6,7]中，对SGTR事故的干预前事故分析，设定主泵在发生SGTR时不停运，凝汽器蒸汽排放系统失效关闭，蒸汽通过汽轮机旁路大气排放阀和蒸汽安全阀排出，主蒸汽隔离阀在事故过程中不关闭。在稳压器低压信号后1.0 s引入衰变功率信号。主给水在安注信号后7.0 s后关闭。辅助给水相应时间是在触发安注信号后0.1 s。在模拟过程中，高压安注泵、安注箱、低压安注系统、余热排出系统可用。辅助给水泵、高压安注泵作为边界条件投入，其投入流量采用设备运行最大投入量（37.0 kg/s 和9.2 kg/s）。

图1　三环路压水堆模型节点图

图2　SGTR事故模拟节点图

表2　系统动作

2 计算与分析

2.1　多根传热管道双端断裂事故分析

2.1.1重要时间节点对比分析

传热管道破口位置均发生在蒸汽发生器1传热管道顶部位置。5种不同断裂工况，停堆信号、安注信号、稳压器排空和蒸汽发生器满溢重点动作的时间分布如图3所示。在0.1 s时，多根传热管道同时发生双端断裂，破口发生后大量冷却剂从破口流出。随着断裂根数的增加，稳压器压力下降越快，触发低压停堆信号和低压安注信号的时间越早，稳压器水位排空时间和发生破口蒸汽发生器满溢时间也越早。

图3　重点动作时间分布

2.1.2一回路压力、温度分析

以稳压器作为代表，一回路压力如图4所示，由于破口发生，导致5种不同断裂情况中的稳压器压力均开始下降。当压力下降到触发低压停堆信号之后引入衰变信号，堆芯功率（见图5）快速下降，导致稳压器压降速度增加。当稳压器低压信号触发安注信号，两台并联高压安注泵从破口环路冷管段注入硼水，一回路冷却水被快速冷却，稳压器压力加速下降。单根传热管道双端断裂由于破口较小，高压安注系统投入后，一回路压力下降到4.53 MPa，中压安注箱投入运行。中压安注箱投入后一回路冷却剂补充流量高于破口流出流量，一回路压力开始上升。其他4种传热管道断裂情况，一回路压力在30 min内始终高于二回路压力，当破口流量和高压安注流量补充逐渐平衡后，一回路压力下降速度减缓，最终达到稳定值。稳压器水位变化如图6所示。传热管道不同断裂根数稳压器水位的变化趋势与稳压器压力变化趋势一致。断裂根数越多，稳压器水位排空速度越快。

图4　稳压器压力变化

图5　堆芯功率变化

一回路压力容器入口出口温度如图7（a）（b），一回路压力容器入口温度在触发停堆信号前没有明显下降。断裂根数越多，触发停堆信号、引入堆芯衰变、投入安注系统时间越早，压力容器入口、出口温度出现快速下降趋势越早。由于破口流入蒸汽发生器二次侧的流量不断减少，入口、出口温度下降减缓。当高压安注系统投入后流量高于泄漏量，环路流量加速上升，一回路加速冷却，压力容器入口、出口温度降低速率加快。整体来看，不同断裂根数工况下压力容器入口、出口温度下降趋势相似。

图6　稳压器水位

图7（a）压力容器入口温度变化

Fig.7（a）Variation of the vessel inlet temperature

图7（b）压力容器出口温度变化

Fig.7（b）Variation of the vessel outlet temperature

计算模型中代表燃料元件包壳的热构件划分为径向9个节点，轴向10个节点，并取节点（径向１，轴向9）的最高温度作为燃料包壳温度代表，图8为燃料包壳温度变化情况。5种不同断裂工况，燃料包壳最高初始温度为1 482 K。在触发停堆信号后，堆芯功率快速下降，由于堆芯未发生裸露，燃料包壳温度得到快速冷却，温度低于600 K后到达稳定值。

图8　燃料包壳温度变化

2.1.3环路流量与破口流量分析

5种传热管道不同断裂工况破口处破口流量如图9所示，破口环路和完整环路的质量流量如图10（a）～（b）。发生破口后一回路大量冷却剂进入二回路蒸汽发生器换热侧。由于破口面积越大，冷却剂初始进入二回路的质量流量越大，一回路压力下降越快。传热管道断裂根数越多，破口流量下降速度越快。5种不同断裂工况，破口流量在 1 400 s 后都稳定在20 kg/s以下。

图9　破口质量流量变化

破口环路发生破口后，冷却剂出现大量丧失，破口环路质量流量下降到4 640 kg/s以下。压力下降触发安注信号后，高压安注投入，破口环路的冷却剂得到补充。但由于破口流量最初大于高压安注补水流量，破口环路的环路流量得不到有效补充，流量持续下降。由图10（a）可知，传热管道断裂根数越多，破口环路的环路流量越早出现上升趋势。完整环路冷却剂流量［见图10（b）］变化趋势与破口环路流量一致。

图10　完整环路和破口环路质量流量变化

2.1.4二回路主蒸汽压力、蒸汽发生器分析

二次侧主蒸汽压力变化如图11所示。主给水在安注信号触发后7.0 s关闭，辅助给水系统在安注信号后0.1 s投入运行。当主给水关闭后，辅助给水对二回路冷却能力远小于主给水，导致蒸汽发生器水位快速下降，二次侧压力不断提高。蒸汽发生器二次侧在发生SGTR事故时，大气排放阀（GCT-a）达到整定开启压力（7.85 MPa）后，将二次侧压力稳定在整定值。断裂根数越多，二次侧压力越先达到整定值。破口环路蒸汽发生器和其中一个完整环路蒸汽发生器水位变化如图12（a）～（b）。完整环路蒸汽发生器水位在事故发生后持续下降，当破口流量小于安注流量后，同破口环路蒸汽发生器变化趋势一致，水位开始上升。断裂根数越多，水位上升越早。

图11　主蒸汽压力变化

图12（a）破口环路SG水位变化

Fig.12（a）Variation of the break loop SG water level

2.2　蒸汽发生器满溢时间敏感性分析

以单根传热管道双端完全断裂事故为基础事故工况，主要以改变主泵运作情况、辅助给水投入时间和容量、主给水关闭时间对SG满溢时间进行敏感性分析。其中主泵停运时间、辅助给水投入时间、主给水关闭时间都通过修改逻辑卡触发条件实现。辅助给水实时投入量通过修改时间控制接管给定流量的形式实现。5种工况，同时0.1 s发生破口，601 s触发停堆，635 s触发安注信号。表3列出五种不同工况稳压器排空和蒸汽发生器满溢时间。蒸汽发生器水位变化如图13所示，其中工况3和工况5未发生满溢。除增加破口面积之外，延迟辅助给水投入时间、延迟主给水关闭时间同样会加速蒸汽发生器水位满溢。当主泵停运或者辅助给水量投入降低时，蒸汽发生器水位满溢时间延长。

图12（b）完整环路SG水位变化

Fig.12（b）Variation of the intact loop SG water level

图13　蒸汽发生器满溢工况

表3　蒸汽发生器满溢时间对比

如图14和图15为稳压器压力和环路温度。延迟主给水关闭时间，有利于一回路降压，降低环路温度。主泵停运，导致环路出现自然循环，在事故初期不利于环路热量的导出，压力下降慢，环路温度出现上升情况。在事故进行过程中，环路温度和压力出现快速下降的趋势。对于事故的长期发展，关闭主泵有利于系统压力和温度下降，减缓事故影响。

图14　稳压器压力

图15　一回路平均温度

3　结论

当蒸汽发生器发生多根管道断裂事故时，传热管不同断裂根数，各参数变化趋势相似。断裂根数越多，破口初始流量越大，触发系统动作越早；破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。

（1）断裂根数越多，稳压器水位排空速度越快，压力容器入口、出口温度越早出现快速下降趋势；破口流量下降速度越快，但同时破口环路流量越早出现上升趋势；二次侧压力越先达到整定值，蒸汽发生器水位越早上升。

（2）增加破口面积、延迟辅助给水投入时间、延迟主给水关闭时间都会加速蒸汽发生器水位满溢。同时，主泵停运或者降低辅助给水投入量可以延缓蒸汽发生器水位满溢。延迟主给水关闭时间，有利于一回路降压，降低环路温度。

（3）事故初期关闭主泵不利于环路热量的导出，但是对于事故的长期发展，有利于系统压力和温度下降，减缓事故影响。

以上对压水堆机组发生多根SGTR事故对比分析和事故发生后设备动作对SG满溢时间影响的研究，对1 000 MW机组一回路有一定设计和运行参考价值，对核电一回路事故分析也有一定的参考意义。

［1］ 臧希年．核电厂系统及设备［M］．北京：清华大学出版社，2010：70-85．

［2］ 靖剑平，贾斌，孙微．基于TRACE程序的大型非能动压水堆SGTR事故分析研究［C］//第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会论文集，2017：12．

［3］ 高云飞，王岩．M310核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故诊断［J］．设备管理与维修，2018（08）：183-185．

［4］ 环境保护部．核动力厂环境辐射防护规定：GB 6249—2011［S］．2011．

［5］ 姜夏岚，秦治国．基于RELAP5-3D的全范围模拟机CPR1000反应堆SGTR影响分析［J］．核动力工程，2014，35（S1）：29-32．

［6］ 袁明豪，周拥辉，于雪良，等．CPR1000与AP1000核电站蒸汽发生器传热管破裂事故分析研究［C］//中国核科学技术进展报告——中国核学会2009年学术年会论文集（第一卷·第3册），2009．

［7］ 孙婧，詹经祥．CP1000和M310主蒸汽管道小破口叠加2根SGTR事故重启安注序列计算分析［J］．核工程研究与设计，2011（01）：37-40．

［8］ 陈济东．大亚湾核电站系统及运行［M］．原子能出版社，1995：1938-1940．

［9］ RELAP5/MOD3．3 CODE manual，Volume Ⅰ-Ⅷ［R］. Idaho：Nuclear Safety Analysis Division，2001．

［10］ Hu H, Shan J, Gou J, et al. Simulation of advanced accumulator and its application in CPR1000 LBLOCA analysis［J］．Annals of Nuclear Energy, 2014, 69(06): 183-195.

［11］ Petruzzi A，'Auria F D．Thermal-Hydraulic System Codes in Nulcear Reactor Safety and Qualification Procedures［J］．Science and Technology of Nuclear Installations，2008，2008（3）．

［12］浦胜娣，李吉根．秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析［J］．原子能科学技术，1993（04）：289-294．

［13］陈国伟，唐胜利，吴小飞．蒸汽发生器的RELAP5仿真分析［J］．机电设备，2009，26（05）：23-26．

［14］鲍杰，崔军，付浩，等．CPR1000核电厂SGTR事故长期阶段的分析研究［J］．核安全，2018，17（04）：10-16．

［15］李吉根，俞尔俊，戴传曾．秦山核电厂SGTR事故及其处置研究［J］．核科学与工程，1996（03）：193-199．

Analysis of the SGTR Accident of Multiple Heat Transfer Tubes on RELAP5

HU Weichen1，LIU Jianquan1,*，ZHAO Pengcheng2，YANG Yihao1，SU Tong1

（1.School of Energy and Mechanical Engineering，Shanghai University of Electric Power，Shanghai 200090，China；2. School of Nuclear Science and Technology，University of South China，Hengyang of Hunan Prov.421001，China）

Based on the RELAP5/MOD3.4 analysis software, a primary circuit model of a 1 000 MW nuclear power plant was established. In the event of a SGTR transient of multiple steam generator heat transfer tubes, there were five different fracture conditions for which no human operation was performed within 30 minutes after the SGTR accident happened. The comparative analysis of the main parameters was carried out, and the sensitivity analysis was performed on the overfill time of SG. Results show that the trend of each parameter is similar for heat transfer tubes with different numbers of fractures. The more the number of fractures, the higher the initial flow of the rupture, and the earlier the system action is triggered; the area of the fracture, the main pump running, the main feed water closing time, the auxiliary feed water input time and the amount will affect the SG overfill time. The comparative analysis of multiple SGTR accidents in CPR1000 units and the study of the effect of each equipment action on SG full overfill time after the accident have practical design and operation reference value.

RELAP5; CPR1000 unit; SGTR; Overfill of steam generator; Accident analysis

TM623

A

0258-0918（2022）02-0398-10

2021-02-09

核反应堆系统设计技术重点实验室基金资助项目（HT-KFKT-10-2018001）

胡伟晨（1996—），男，安徽芜湖人，硕士研究生，现从事核反应堆热工水力分析方面研究

刘建全，E-mail：Liujianquan@shiep.edu.cn