汽輪機停機事故DAS保護信號研究

吳 鵬 張曉華 邱志方 方紅宇

（中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都610213）

0 前言

中核集團自主研發的第三代百萬千瓦級壓水堆核電站的反應堆保護系統（Reactor Protection System,RPS）采用的是數字化控制系統（Digital Control System,DCS），DCS有可能因為發生軟件共模故障（Software Common Cause Failure,SWCCF）而影響到系統功能。為此在核電廠中專門設置了多樣性保護系統（Diverse Actuation System,DAS），在發生SWCCF的情況下，對反應堆提供保護，以保證反應堆安全。

本文對汽輪機停機事故疊加SWCCF的堆芯后果進行計算分析，研究是否需要在DAS中針對該事故設置專門的自動保護信號。如果需要設置DAS自動保護信號，則進一步研究和確定需要在DAS中設置的自動保護信號和功能。

1 分析方法與基本假設

本文采用THEMIS程序和FLICA程序進行汽輪機事故停機DAS驗證分析。初因事件疊加安全級儀控平臺軟件共模故障原則上屬于超設計基準事故分析的范疇，因此本文的驗證分析采用最佳估算方法（現實性假設），不考慮單一故障和廠外電源喪失，并且有關參數取名義值。在DAS驗證分析中，認為安全級平臺發生SWCCF后，所有安全級保護功能全部喪失，但在分析中多樣性保護系統（DAS）和其它不受安全級儀控平臺SWCCF影響的系統（例如ATWT緩解系統等）可以提供反應堆保護。

1.1 初始工況

反應堆初始功率、初始穩壓器壓力、初始反應堆冷卻劑平均溫度、初始穩壓器水位、初始SG二次側水位、初始SG的給水流量均為名義值。

1.2 初因事件與功能假設

汽輪機在t=0時刻事故停機并且安全級儀控平臺同時發生軟件共模故障，隨后蒸汽發生器失去主給水。

與堆芯相關的假設：

（1）多普勒功率系數取最大絕對值；

（2）在壽期初（BOL）和壽期末（EOL）兩種情況下分別進行分析計算。

控制和保護系統：

不考慮安全級儀控平臺保護信號，但以下系統功能不受影響：

（1）ATWT 緩解系統；

（2）蒸汽旁排；

（3）穩壓器噴霧及電加熱器。

DAS驗證分析中操作員不干預時間[1]為事故后30分鐘，即對于沒有自動保護信號的工況，事故后30分鐘操縱員手動停堆或啟動專設安全設施。

采用以上假設的工況記作基準工況。

2 限制準則

[1]介紹了多樣性保護系統事故驗證分析所應用的驗收準則?；谥笇栽瓌t，并結合多樣性保護設計原則和工程實踐經驗，可以確定驗收準則的要求為：最佳估算并滿足屏障完整性準則（不能導致一回路壓力邊界和安全殼完整性喪失）、滿足放射性后果準則、保證堆芯可冷卻幾何形狀等準則。

針對具體事故工況及分類，可進一步研究和確定具體的驗收準則。在DAS分析驗證中，汽輪機停機事故（II類工況同時疊加DCS發生SWCCF）的驗收準則如下：（1）堆芯不會發生偏離泡核沸騰（DNB）；（2）熱點燃料芯塊中心溫度低于熔化溫度限值；（3）反應堆冷卻劑系統壓力不導致壓力邊界完整性喪失。

3 保護信號研究

3.1 基準工況分析

基于第1節的分析假設，圖1-圖2給出基準工況的分析結果。汽輪機事故停機后，隨后主給水流量終止。此時因反應堆功率大于30%FP并且主給水流量低于6%NF，觸發ATWT緩解系統[2]，經計算核實反應堆不會超壓，最小DNBR高于限值，事故發生后1800s內SG沒有滿溢。在此之后操作員開始進行干預，將反應堆帶入冷停堆狀態。

圖1 穩壓器壓力（基準工況）

圖2 蒸汽發生器水體積（基準工況）

3.2 蒸汽發生器滿溢分析

3.1節分析中假設汽機停機之后給水喪失，該假設對于堆芯安全而言是更惡劣的，其分析結果表明即使在這種情況下仍然能夠滿足安全限值要求。但是若假設在事故發生后給水系統仍能維持一定的給水流量，且在事故發生后的30分鐘內無操作員干預，有可能會造成蒸汽發生器滿溢，從而加重事故后果。為了進一步提高反應堆的安全裕量，本文在3.1節分析的基礎上，進一步探討增加“事故后蒸汽發生器不滿溢”及相關信號設置。

3.2.1 無保護信號分析

本節在第1節基準工況假設的基礎上，考慮主給水維持100%NF流量，對壽期末（EOL）工況進行分析（記作工況1）。

瞬態過程中，主給水維持100%NF流量，未能觸發ATWT緩解系統[2]，蒸汽發生器在事故發生后約978s滿溢（圖3）。

圖3 蒸汽發生器水體積（工況1）

3.2.2 主給水隔離信號分析

經過3.2.1節的分析，考慮到可能存在蒸汽發生器滿溢的風險，本節在第1節基準工況假設的基礎上，在DAS中增設“SG水位高高”信號。如果瞬態過程中觸發DAS保護系統的“SG水位高高”信號，則主給水自動隔離（記作工況2）。

圖4 穩壓器壓力（工況2）

工況2的計算結果見圖4-圖5。在事故過程中給水流量過高，DAS保護系統的“SG水位高高”信號實現主給水隔離，主給水隔離后觸發ATWT緩解信號，隨之反應堆停堆，輔助給水延遲一段時間后投入。在瞬態過程中最小DNBR高于限值。事故發生后1800s內SG沒有發生滿溢，在此之后操作員開始進行干預，從而可以最終避免SG滿水。

圖5 蒸汽發生器水體積（工況2）

4 結論

汽輪機事故停機疊加SWCCF不會損壞反應堆冷卻劑系統壓力邊界的完整性，事故中的最小DNBR值高于限值，燃料包殼沒有發生DNB的風險，滿足驗收準則要求。在DAS系統中設置“SG水位高高”主給水隔離信號，能夠避免事故后蒸汽發生器滿溢，有效提高了核電廠的安全性。

【參考文獻】

［1］NRC NUREG-0800 Branch Technical Position BTP-7-19, ‘Guidance for Evaluation of Diversity and Defense-in-Depth in Digital Computer-Based Instrumentation and Control Systems‘[R],Rev 6,July 2012.

［2］陳濟東,主編.大亞灣核電站系統及運行[M].北京:原子能出版社,1995.