基于RELAP5的大功率非能動核電廠SGTR事故分析研究

賈 斌，吳 晗，喬雪冬，潘昕懌，吳曉燕，張春明，蘇 巖

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

基于RELAP5的大功率非能動核電廠SGTR事故分析研究

賈 斌，吳 晗，喬雪冬，潘昕懌，吳曉燕，張春明，蘇 巖

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

本文應用RELAP5/mod3.3程序對大功率非能動核電廠進行建模，開展了蒸汽發生器傳熱管破裂事故(SGTR)分析研究，研究就事故造成的最大質量釋放和破損SG最大水體積兩種工況分別進行了計算。通過對兩種工況計算結果的分析，發現雖然在不同工況條件下，系統參數變化和事故發展序列存在一定差異，但總體來講，在SGTR事故過程中即使操縱員不干預，大功率非能動核電廠保護系統和非能動設計措施將會觸發自動的響應措施，可終止蒸汽發生器(SG)傳熱管的泄漏，并將反應堆冷卻劑系統(RCS)穩定在安全狀態，能夠防止SG發生滿溢和自動降壓系統動作，最終使放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內。

RELAP5；大功率非能動核電廠；SGTR；質量釋放；滿溢

福島核事故發生后，核電安全已經在國際上受到了極大的重視，作為第3代核電站反應堆的典型安全理念——非能動安全[1,2]，已經在國內外許多在建堆型和設計研發堆型中被大量采用，同時為了提高核電廠的經濟性，各國都在研發大功率核電廠。

SGTR事故[3,4]是指由于SG一根U型傳熱管完全斷裂造成的冷卻劑喪失速率超過補給系統正常補水能力的冷卻劑裝量減少事故。SGTR事故是出現頻率很高的設計基準事故[5]，其處理狀況還不夠理想。國外研究結果表明，SGTR事故導致嚴重事故的幾率較大，西德B階段風險研究給出的SGTR事故導致的熔堆幾率為1×10-6/堆年，占各種初因事故的首位。目前，針對傳統1000MW核電機組的SGTR事故分析，國內外相關學者利用系統分析程序開展了一定的研究[6-9]，但針對更高功率的非能動核電廠的SGTR事故分析還較少開展。

本文研究的非能動核電廠是在傳統1000MW核電機組上提升功率到1400MW，同時對相應系統進行擴容得到的。由于非能動理念的引入以及機組容量的擴大，都會使電廠對事故工況的響應以及事故過程中發生的物理熱工現象發生變化。因此對這種大功率非能動核電廠開展事故分析計算是非常必要的。本文應用輕水堆瞬態分析最佳估算程序RELAP5/mod3.3[10]對大功率非能動核電廠SGTR事故開展分析研究，從事故造成的最大質量釋放和破損SG最大水體積兩個角度分別進行了分析計算，研究大功率非能動核電廠在SGTR事故不同工況下的系統響應過程以及發生的重要物理熱工現象。

1 分析模型

依據大功率非能動核電廠的結構類型以及SGTR事故的特點，將核電廠做了以下節塊劃分，模型的整體節塊圖如圖1所示。SNAP[11]程序作為RELAP5程序建模的輔助工具，為建模過程提供了可視化界面，圖2和圖3分別為SNAP界面中一回路系統和二回路系統節塊圖。

為了模擬SGTR事故，需要在一臺SG的U型傳熱管上設置一個破口，與二次側水空間相連，進而實現一次側向二次側泄漏的模擬。由于位于SG冷段側的破口比熱段側的破口具有更大的初始破口流量，所以將破口設置在位于SG管板上部的傳熱管出口處(冷段)的單根傳熱管上，并且為雙端斷裂。圖4為SNAP程序界面中，破口處的節塊示意圖。

2 工況1—最大質量釋放

工況2考慮事故造成的破損SG最大水體積，這將最大限度地減小SG滿溢裕量。

2.1 分析假設

工況1考慮事故造成的最大質量釋放，這將造成最大的放射性釋放，計算中采用的保守假設如下：

1) 保守假設不考慮操縱員動作，即忽略操縱員識別、隔離破損SG和冷卻RCS，并降低一回路壓力的有利影響；

2) 反應堆初始額定功率運行，并考慮1%的正偏差；

3) 破損SG初始水裝量取為正常水裝量的90%，這將使得破口流量更大；

4) 假設0s發生SGTR；

5) 假設0s反應堆停堆，停堆同時失去廠外電，主泵和主給水泵開始惰轉，主蒸汽旁排系統不可用，并假設啟動給水泵失效；

圖3 SNAP程序中大功率非能動核電廠二回路系統節塊示意圖Fig.3 High-power Passive Nuclear Power Plant Secondary System Nodal Diagram in SNAP Program

圖4 SNAP程序中大功率非能動核電廠SGTR事故破口處節塊示意圖Fig.4 High-power Passive Nuclear Power Plant SGTR Accident Break Nodal Diagram in SNAP Program

6) 假設最大的化容系統(CVCS)注射流量和穩壓器電加熱器的加熱功率(即使廠外電源無效)，以使得破口流量達到保守的最大值。CVCS將在SG窄量程高-2水位信號后自動隔離，穩壓器電加熱器將在堆芯補水箱(CMT)投入后自動隔離；

7) 達到穩壓器低-2水位整定值后，假設最不利的單一故障發生，為破損SG二次側的大氣釋放閥(PORV)失效，失效模式為閥門卡在開啟位置，這將導致破損SG不可控的降壓，從而增大一次側向二次側的泄漏量和向大氣的排放量。達到主蒸汽管道低壓力整定值后，與PORV串聯的隔離閥關閉。同時破損SG被隔離。

8) 假設在達到穩壓器低-2水位整定值后延遲最長時間投入非能動余熱排出系統(PRHR)和CMT，以減緩對RCS的降溫降壓，增大一次側向二次側的泄漏量和向大氣的排放量。

2.2 分析結果

本分析得到的事件序列見表1。

表1 大功率非能動核電廠SGTR 事故工況1事故序列Table 1 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.1 for High-power Passive Nuclear Power Plant

圖5為大功率非能動核電廠SGTR事故工況1下主要參數變化趨勢。事故發生后，反應堆冷卻劑從主回路系統流向破損SG的二次側，反應堆冷卻劑的流失導致穩壓器水位和RCS壓力降低，如圖5a、圖5b所示。由于穩壓器水位和壓力降低，兩臺CVCS泵自動投入運行以提供補充流量，同時開啟穩壓器電加熱器。

反應堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰變熱水平，使得反應堆進出口溫差減小。汽輪機停機，中止向汽輪機供應蒸汽。根據保守假設，主蒸汽旁排系統不可運行，由于一次側冷卻劑的流入，二次側壓力迅速升高，直到頂開SG二次側的PORV(和安全閥，如果到達其開啟整定值)來排放能量，如圖5c、圖5d所示。

由于破口流量使得主回路系統的裝量持續減少，會觸發穩壓器低-2水位信號，啟動CMT和PRHR。同時假定破損SG二次側的PORV故障開啟，導致向大氣大量釋放，如圖5d所示。該故障使得SG快速降壓(圖5e)，導致一次側向二次側的初始泄漏量增大，RCS快速降溫降壓(圖5b、圖5f)。

隨著RCS快速降溫降壓，穩壓器水位也加速下降，如圖5a所示。主回路系統和二回路系統持續降壓，直到觸發主蒸汽管道低壓力信號，該信號會關閉與PORV串聯的隔離閥，終止破損SG的故障泄放。

隨著隔離閥的關閉，一次側和二次側的壓力回升(圖5b、圖5e)，壓差增大，破口流量增加(圖5g)，破損SG的水體積由于破口流量的積聚而增大(圖5h)，直到SG二次側水位達到窄量程水位高-2整定值，隔離CVCS泵(圖5i)后，破損SG水體積增加減緩。

由于利用PRHR熱交換器對RCS持續的降溫降壓，以及CVCS的隔離，主系統壓力最終降至破損SG二次側壓力。破口流量終止(圖5g)，系統穩定在安全狀態。如圖5c所示，在PRHR運行情況下，無需完好環路的蒸汽排放，即非故障環路的PORV不會開啟，因為PRHR具有足夠的能力移出堆芯的衰變熱。最終一次側的溫度被很好地降低下來，并穩定在較低水平，如圖5f所示。

由于平衡管的持續流量，CMT溫度逐漸接近RCS溫度，從而使得重力壓頭逐漸減小，CMT流量逐漸趨于零，如圖5i所示。CMT保持充滿狀態，因此，不會觸動自動降壓系統。

當破口流量終止時，破損SG水體積(290.38m3)明顯小于SG的總容積(大于 320 m3)，如圖5h所示。

圖5 大功率非能動核電廠SGTR事故工況1主要參數變化趨勢Fig.5 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.1

從事故發生到破口流量終止由破損和完好SG釋放出來的蒸汽量以及泄漏至破損SG二次側的冷卻劑量見表2。

表2 大功率非能動核電廠SGTR 事故工況1釋放量Table 2 SGTR Situation No.1 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

根據表2中的釋放量結果，表明本分析的放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內[12]。

3 工況2—破損SG最大水體積

3.1 分析假設

工況2考慮事故造成的破損SG最大水體積，這將最大限度地減小SG滿溢裕量。計算中采用的保守假設如下：

1) 保守假設不考慮操縱員動作，即忽略操縱員識別、隔離破損SG和冷卻RCS，并降低一回路壓力的有利影響；

2) 反應堆初始額定功率運行，并考慮1%的正偏差；

3) SG初始水裝量考慮10%的正偏差；

4) 考慮SG 10%堵管，這將降低SG一、二次側傳熱，而使得SG二次側蒸發量減少；

5) 假設0s發生SGTR；

6) 假設0s反應堆停堆，停堆同時失去廠外電，主泵和主給水泵開始惰轉，主蒸汽旁排系統不可用；

7) 假設0s最不利的單一故障發生，為啟動給水(SFW)控制閥失效，SFW將以最大流量持續注入，導致破損SG水位持續上升。SFW在SG窄量程高-2水位信號后自動隔離；

8) 假設最大的化容系統(CVCS)注射流量和穩壓器電加熱器的加熱功率(即使廠外電源無效)，以使得破口流量達到保守的最大值。CVCS將在SG窄量程高-2水位信號后自動隔離，穩壓器電加熱器將在CMT投入后自動隔離；

9) 假設在達到穩壓器低-2水位整定值后延遲最長時間投入PRHR和CMT，以減緩對RCS的降溫降壓，增大一次側向二次側的泄漏量。

3.2 分析結果

本分析得到的事件序列見表3。

表3 大功率非能動核電廠SGTR 事故工況2事故序列Table 3 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.2 for High-power Passive Nuclear Power Plant

圖6為大功率非能動核電廠SGTR事故工況2下主要參數變化趨勢。事故發生后，保守地假定SFW泵立即啟動，并以最大流量注水，以增大破損SG的水體積，加劇滿溢。反應堆冷卻劑從主回路系統流向破損SG的二次側，反應堆冷卻劑的流失導致穩壓器水位和RCS壓力降低，如圖6a和圖6b所示。由于穩壓器水位和壓力降低，兩臺CVCS泵自動投入運行以提供補充流量，同時開啟穩壓器電加熱器。

對于RCS壓力，由于穩壓器電加熱器的加熱作用，會延緩降壓，并會使壓力有一定回升。之后由于破口處的泄漏，壓力又逐漸下降，直到SG高-2水位信號觸發，CVCS和SFW被隔離，隨著二次側壓力升高，RCS壓力也會回升。直到二次側壓力達到大氣釋放閥開啟整定值，開始排放，RCS壓力也跟隨開始下降。之后由于穩壓器低-2水位觸發CMT和PRHR的投入以及穩壓器電加熱器的隔離，RCS壓力迅速下降。具體變化過程如圖6b所示。

對于二次側壓力，在反應堆停堆后，堆芯功率快速地降至衰變熱水平，并使得反應堆進出口溫差減小。汽輪機停機中止向汽輪機供應蒸汽。根據保守假設，主蒸汽旁排系統不可運行，二次側壓力由于破口泄漏和啟動給水注入的共同作用(初期由于一次側高溫高壓冷卻劑通過破口向二次側噴放，迅速蒸發，導致二次側壓力升高，之后隨著二次側啟動給水的不斷流入，導致二次側壓力下降)呈現先升高后降低的趨勢，當破損SG高-2水位信號被觸發后，啟動給水隔離(CVCS也同時隔離)，二次側壓力迅速升高，直到頂開SG二次側的大氣釋放閥(和安全閥，如果到達其開啟整定值)來排放能量。之后由于穩壓器低-2水位觸發CMT和PRHR投入，使一次側降溫降壓，破口流量減小，進而導致二次側降壓，關閉SG大氣釋放閥。圖6c為事故過程中二次側壓力變化曲線。

由于利用PRHR熱交換器對RCS持續的降溫降壓，以及CVCS的隔離，主系統壓力最終降至破損SG二次側壓力。破口流量終止(圖6d)，并且系統穩定在安全狀態。最終一次側的溫度被很好地降低下來，并穩定在較低水平，如圖6e所示。

當破口流量終止時，破損SG水體積(293.12m3)雖然大于工況1中的計算結果，但也明顯小于SG的總容積(大于320 m3)，如圖6f所示。不會發生滿溢現象。

圖6 大功率非能動核電廠SGTR事故工況2主要參數變化趨勢Fig.6 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.2

從事故發生到破口流量終止由破損和完好SG釋放出來的蒸汽量以及泄漏至破損SG二次側的冷卻劑量見表4。

表4 大功率非能動核電廠SGTR事故工況2釋放量Table 4 SGTR Situation No.2 Mass Release Results of High-power Passive Nuclear Power Plant

由于工況2得到的質量釋放結果遠遠小于工況1，表明本分析的放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內。

4 結論

利用RELAP5/mod 3.3程序對大功率非能動核電廠進行詳細的建模，開展了SGTR事故分析研究，研究就事故造成的最大質量釋放和破損SG最大水體積兩種工況分別進行了分析計算，計算結果的主要差異見表5。

表5 兩種工況計算結果主要差異項Table 5 Main Difference of the Two Situations

如表5所示，工況1的大氣質量釋放和破口累計流量遠遠大于工況2，這是由于其保守的假設破損SG PORV故障卡開。工況2的破損SG水體積大于工況1，這是由于其保守的假設在事故開始SFW控制閥失效，SFW以最大流量持續注入。工況2的破口流量終止早于工況1，這是由于工況2沒有像工況1那樣因破損SG PORV故障卡開，造成短期不可控的對空氣大量質量釋放，所以其二次側壓力沒有降得很低，與一次側壓力達到平衡早，破口流量終止早。

以上分析研究表明，在SGTR事故中即使操縱員不干預，大功率非能動核電廠依靠自身的停堆保護系統、非能動余熱排出系統、堆芯補水系統，可排出事故后堆芯余熱，終止SG傳熱管的泄漏，并將RCS穩定在安全狀態，能夠防止SG發生滿溢和自動降壓系統動作，最終使放射性后果在可接受劑量水平限值范圍內。

下一步工作將針對以上提到的事故后保護系統的運行性能進行深入分析，如對重點運行參數進行敏感性分析，對重點保護系統進行三維計算流體力學分析等，以考察影響事故發展的主要因素，分析事故中復雜物理現象的過程機理。

致謝

本文承蒙大型先進壓水堆核電站國家科技重大專項《CAP1400安全審評技術及獨立驗證試驗》(編號：2011ZX06002-010)和《CAP1400安全審評關鍵技術研究》(編號：2013ZX06002001)項目資助，特此感謝。

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[12] 大功率非能動核電廠初步安全分析報告. 2013.

Research of High-power Passive Nuclear Power PlantSGTR Accident Based on RELAP5 Code

JIA Bin，WU Han,QIAO Xue-dong，PAN Xin-yi，WU Xiao-yan,ZHANG Chun-ming，SU Yan

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

High-power Passive Nuclear Power Plant model is established using RELAP5/mod 3.3 code in detail. Refer to SGTR accident basic assumptions，research of High-power Passive nuclear power plant SGTR accident is carried out. The max mass release of the accident and damaged SG max water volume are taken into account in the research for calculations respectively. Through the analysis of the calculation results of the two situations，even though the system parameters changes and sequence of events have some difference at different situations，but overall even if the operators do not interfere，High-power Passive Nuclear Power Plant protection systems and passive design measures will trigger automatic response measures，it can terminate the SG heat transfer tube leaking and make RCS be stable in a safe condition and to prevent SG overflowing and ADS actions occurring.

RELAP5; High-power Passive Nuclear Power Plant; SGTR; Mass Release; Overfill

2016-02-19

國家科技重大專項《CAP1400安全審評技術及獨立驗證試驗》資助項目(No.2011ZX06002010)；國家科技重大專項《CAP1400安全審評關鍵技術研究》資助項目(No.2013ZX06002001)

賈 斌(1986—)，男，吉林人，工程師，碩士，現從事反應堆熱工水力與事故分析方面研究

蘇 巖：suyan@chinansc.cn

TL331

A

0258-0918(2016)05-0683-10