蒸汽系统管道破裂事故多样性保护验证研究

陈宏霞 吴广皓 方红宇 邱志方 蒋孝蔚

（核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213）

0 引言

多样性保护系统（Diverse Actuation System，DAS）是田湾5、6号机组重要改进项之一，用以应对数字化控制系统（Distributed Control System，DCS）发生软件共模故障。当DCS系统发生软件共模故障时，可能会导致不能触发紧急停堆功能、专设安全设施驱动功能等缓解事故后果的保护功能，从而危及反应堆的安全。DAS系统设计独立于DCS系统的另一套保护系统。DAS保护系统的设计功能为：在正常情况下，由DCS系统为反应堆提供保护；在DCS系统发生软件共模故障的情况下，由DAS系统为反应堆提供保护。

蒸汽系统管道破裂属于IV类工况极限事故[1]，存在着放射性物质大量释放的潜在后果。发生蒸汽系统管道破裂后，蒸汽从破口排放，最初使蒸汽流量增加，之后由于蒸汽压力下降，蒸汽流量减小。从一回路导出能量增加导致冷却剂的温度和压力下降。在慢化剂负温度系数的作用下，冷却剂降温导致正反应性引入，威胁核电厂的安全。本文对蒸汽系统管道破裂事故叠加软件共模故障进行了分析研究，验证田湾5、6号机组多样性保护系统的设计是否能够确保反应堆装置的安全。

1 多样性保护设计

DAS系统与DCS系统是两套独立的反应堆保护系统。在核电厂正常运行时，DAS系统作为DCS系统的备用保护系统，因此DAS系统设计，既要满足安全性的要求，又要有较高的经济性。DAS系统保护设计是以DCS系统为基础，从核电厂始发事件出发，对DAS系统保护的事故工况进行了筛选，其筛选原则如下：

（1）只考虑单一始发事件后再叠加软件共模故障，不考虑再发生其他故障。

（2）对于事故进程中本身不会触发自动保护动作的事故，由于不受软件共模故障的影响，因此在保护设计时不予以考虑，如二回路蒸汽流量过度增加等。

（3）对于叠加软件共模故障后，可以由原有的多样性保护措施（如ATWT缓解系统）进行保护的事故，不在特定事故工况中考虑，如正常给水流量丧失等。

（4）其他事故的验证分析结果表明可以被包络，因此不在特定事故中考虑的事故，如叠加软件共模故障时，主蒸汽系统事故卸压可以被蒸汽系统管道破裂事故后果包络。

表1 田湾5、6号机组DAS保护信号及其定值

2 蒸汽系统管道破裂事故验证

2.1 验收准则

蒸汽系统管道破裂同时出现DCS软件共模故障，DCS系统失效，由DAS系统触发反应堆紧急停堆、安注注入以及主蒸汽管道的隔离。

蒸汽系统管道破裂同时出现软件共模故障，原则上属于设计扩展工况。根据NUREG-0800/BTP7-19[2]和NUREG/CR-6303[3]中有关的DAS验证分析准则，结合多样性保护设计原则和DAS验证分析的目的，确定IV类工况叠加软件共模故障验证准则如下：

（1）允许堆芯内较多燃料元件包壳发生DNB。

（2）燃料元件包壳温度：对于大、中LOCA要求包壳温度低于1 204℃；其他事故要求包壳温度低于包壳脆化限值（1 482℃）。

（3）允许热点燃料芯块发生较多的熔化。

（4）反应堆冷却剂系统压力不超过22 MPa。

（5）安全壳压力低于98%置信水平下安全壳极限承载压力。

蒸汽系统管道破裂事故叠加软件共模故障，从堆芯后果和安全壳压力响应两方面进行了DAS系统的验证。

2.2 蒸汽系统管道破裂堆芯后果验证

2.2.1 主要假设

蒸汽系统管道破裂堆芯后果验证，采用最佳估算的分析方法，分析了两种工况，100%FP功率水平和热停堆工况，初始状态参数取名义值。

假设0 s发生蒸汽系统管道双端剪切断裂。主蒸汽系统隔离之前，三条环路从破口的排放受蒸汽发生器限流器的限制；主蒸汽隔离后，受影响环路继续排放蒸汽，未受影响环路主蒸汽隔离。通过破口的蒸汽流量用Moody关系式计算。安全壳背压假设始终为0.1 MPa。

假设主给水流量为额定流量。假设主给水隔离前，向三台蒸汽发生器提供的总的辅助给水流量为520 m3/h；主给水隔离后，向受影响蒸汽发生器提供的复制给水流量为250 m3/h。

其余假设见表2。

表2 主要假设值

2.2.2 主要结果

热停堆工况的事件序列见表3。发生蒸汽系统管道破裂叠加软件共模故障，如果未设置DAS保护，堆芯会重返临界，堆芯热流密度峰值为21.71%FP，高于DCS系统保护下的蒸汽管道破裂堆芯后果分析结果，燃料元件有发生DNB的风险。如果设置DAS保护，由蒸汽流量高与补偿蒸汽压力低符合信号触发主蒸汽隔离，防止蒸汽排放导致反应堆进一步冷却；此外，由稳压器压力低低信号触发安注动作，向反应堆引入负反应性，从而使得瞬态过程中反应堆不会重返临界，堆芯热流密度峰值为2.41%FP，远远低于由DCS系统保护下的蒸汽管道破裂堆芯后果分析，因此堆芯不会发生DNB，燃料元件不会烧毁。瞬态过程中由于蒸汽管道破裂，蒸汽从破口排放导致一回路冷却剂降温降压，稳压器压力下降较低，因此冷却剂系统压力不会超过22 MPa。

表3 热停堆事件序列

100%FP功率水平下的事件序列见表4，DNBR变化见图2，稳压器压力变化见图3。在100%FP功率水平发生蒸汽系统管道破裂叠加软件共模故障，6.3 s达到DAS保护功率量程中子注量率高信号触发反应堆紧急停堆，7.4 s控制棒开始下插，8.1 s出现最小DNBR，其值为1.86，高于限值1.20，因此燃料包壳没有发生DNB的危险，燃料元件不会烧毁。瞬态过程中由于蒸汽管道破裂，蒸汽从破口排放导致一回路冷却剂降温降压，稳压器压力下降较低，因此冷却剂系统压力不会超过22 MPa。

2.3 蒸汽系统管道破裂安全壳压力验证

2.3.1 主要假设

蒸汽系统管道破裂安全壳压力验证，采用最佳估算的分析方法，对功率谱进行了分析，包括100%FP、75%FP、50%FP、25%FP和热停堆五种工况，初始状态参数取名义值。

假设0 s发生蒸汽系统管道双端剪切断裂。受影响环路的蒸汽排放受限流器的影响，未受影响环路的蒸汽经蒸汽联箱通过从破口排放。

通过破口的蒸汽流量用Moody关系式计算。安全壳背压假设始终为0.1 MPa。

假设主给水流量为210%的额定流量，使得向安全壳排放的蒸汽质量更多。

假设向受影响蒸汽发生器提供的辅助给水流量为250 m3/h。

其余假设见表5。

表5 安全壳压力评价事件序列

2.3.2 主要结果

蒸汽管道破裂事故叠加软件共模故障后，安全壳压力验证的主要结果见表5。在初始功率水平为50%FP、75%FP和100%FP功率水平下将会由DAS系统功率量程中子注量率高信号触发紧急停堆，在初始功率水平为25%FP功率水平下将会由DAS系统稳压器压力低低触发紧急停堆。这五种工况下均会触发主蒸汽隔离和安注动作，并且初始反应堆功率水平越高，其安全壳峰值压力越高。在100%FP功率水平下，安全壳压力峰值压力最大，其值为0.518MPa，低于98%置信水平下的安全壳极限承载压力0.772MPa，满足安全壳压力准则要求。

3 结语

田湾5、6号机组DAS系统设置4个停堆保护、1个主蒸汽隔离保护和1个安注保护。蒸汽系统管道破裂叠加DCS软件共模故障分析结果表明，在DAS系统的保护下，堆芯不会发生DNB，燃料元件不会烧毁，冷却剂系统压力不会超过22 MPa，安全壳压力低于98%置信水平下的安全壳极限承载压力，从而保证了反应堆的安全。