核電主泵失去主電源時慣性流量試驗分析

蔡茂生++李攀峰

摘 要：本文主要介紹了某核電廠在0%功率工況下核主泵在發生失電時，對其慣性流量進行了試驗研究，對試驗結果進行了分析，結果滿足安全標準，為核電機組進入首次臨界狀態提供保障，為機組在0%～100%功率各階段失電事故分析提供基礎數據。

關鍵詞：核主泵；全廠失電；慣性流量

中圖分類號：TL353.12 文獻標識碼：A 文章編號：1671-2064（2017）06-0178-01

1 概要

國內某核電廠反應堆冷卻劑泵，是反應堆冷卻劑系統的主要設備和一回路壓力邊界設備之一，簡稱核主泵，它要求長期處于高溫、高壓、強輻射的環境中安全運行，核安全要求在全廠失電時核主泵能夠具備足夠的慣性流量維持堆芯的冷卻，以保證反應堆不會在最小DNBR達到之前堆芯能保持在安全狀態；本次試驗旨在研究0%功率工況下全廠失電時運行特性，檢查與反應堆冷卻劑泵流量有關的停堆保護動作情況，分析主泵惰走慣性流量的變化趨勢是否滿足安全準則要求。

2 試驗條件

本次試驗是該核電廠1號機組首次臨界前進行的核主泵失電慣性流量試驗，其試驗狀態為反應堆應處于熱停堆工況，所有核主泵均正常運行，一回路溫度和壓力分別為291.4℃和15.4MPa.g，反應堆所有控制棒插入至5步位置。反應堆冷卻劑壓力控制和穩壓器水位控制應置于手動模式（手動設置整定值為40%），通過大氣釋放閥置自動模式保持溫度穩定。反應堆緊急停堆斷路器應閉合。試驗執行過程中需要編制的風險預案、試驗規程以及操作票均已生效，工前會已經召開，各種預防措施以及臨時措施已經實施到位。

3 核主泵主要參數

泵的主要參數為：流量23790m3/h；壓頭97.2m H2O；泵的輸入功率熱態運行5650kW；泵的慣性矩86.5kgm2。

電機的主要參數為：額定電壓6600V，電機輸入功率熱態運行5885kW，頻率50Hz，轉速1845r/min，電機慣性矩3810kgm2。

4 試驗原理

在各功率水平下，由于反應堆冷卻劑密度不同，從而造成環路穩定流量不同，為了反映在不同功率水平下停堆時主泵惰走的流量變化趨勢，用環路流量下降系數來表征主泵慣性流量變化趨勢。環路流量下降系數是環路流量與主泵運行時的穩定流量之比。在各種功率水平下，環路流量下降系數是相同的，在各個功率平臺下，通過一回路流量測量值試驗得出的各環路流量Qi（i=1，2，3）與相應環路各時刻流量下降系數at，相乘，因此在熱停堆工況及0%功率下進行的本試驗，是為機組進入臨界以及升功率至30%、50%、87%、100%功率平臺試驗提供基礎數據和必要條件。

5 試驗方法

通過斷開0 GEW 110/120 JA斷路器，使1號機組3臺主泵電源同時喪失，用KDO、KIC系統記錄反應堆冷卻劑系統3個環路流量變送器RCP027MD＼042MD＼054MD的慣性流量，試驗過程共分3個階段：

（1）試驗準備階段，包括流量變送器的的校驗，臨時TCA的實施，KDO流量計參數設置，記錄信號確認等；（2）試驗實施階段，通過斷開0 GEW 110/120JA斷路器同時停運3臺主泵，記錄3臺主泵停運慣性流量值（電信號、相對流量）；（3）試驗計算階段，計算各時刻絕對流量和初始流量的比值at，。相關流量驗收標準：

反應堆冷卻劑環路低流量緊急停堆發生在88.8±3% QR（額定流量）；

計算各時刻絕對流量和初始流量的比值at，大于驗收標準值；

壓力容器流量要求取t=4.1s時的流量大于34204m3/h，環路流量要求取t=4s時的流量大于10149m3/h。

6 試驗結果及分析

（1）從斷路器（GEW，LGA）斷開到緊急停堆信號發生的時間，按低環路流量緊急停堆值記錄為TAU為2.5s以及相應流量值為87.44% QR，滿足驗收標準。

（2）3臺主泵失電后前10秒的慣性流量下降系數，按照每0.5秒取值，分別為1.052517，1.046728，1.046728，1.026618，1.003367，0.988886，0.973111，0.955748，0.938149，0.927149， 0.913585，0.90032，0.886571，0.875945，0.863831，0.85202， 0.842154，0.830964，0.820045，0.808659，0.800397，0.787755。 因2.5秒即可以實現因環路流量低緊急停堆，取前5秒數據最具有代表性，將其數據進行計算處理，結果見圖1。

從圖1可以分析出，本次試驗，三臺主泵同時失電后，核主泵開始惰轉，流量急劇下降，試驗數據在驗收標準值得上方，慣性流量下降趨勢慢于安全標準規定，試驗合格。

（3）t=4s時環路1、2、3流量分別為21083.36m3/h，21323.33 m3/h，21213.53m3/h；當t=4.1s時壓力容器流量為63516.19 m3/h。試驗結果滿足安全準則要求，試驗合格。

7 結語

本次試驗是在機組0%功率，熱停堆工況下進行，3臺核主泵失電時，反應堆壓力容器流量下降慢于設計值，滿足設計要求，核主泵失電時具有足夠的慣性流量，試驗結果滿足安全標準，為核電機組進入首次臨界狀態提供了保障，為機組在0%～100%功率各階段失電事故分析提供基礎數據。

參考文獻

[1]朱繼洲.核反應堆安全分析[M]，北京：原子能出版社，1998：108-196.

[2]鄧紹文.秦山核電二期工程主泵瞬態計算[J].核動力工程，2001，22（6）：494-496.