船用核動力設備LOCA鑒定曲線

王 琛，趙新文，傅晟威

(海軍工程大學 核能科學與工程系， 武漢 430033)

K1類設備是位于安全殼內，在對應于核電機組正常、事故和(或)事故后運行工況的環境條件下以及地震載荷下保證其功能的設備。按照國家相關法規的要求，核電站用K1類設備必須進行LOCA鑒定試驗的驗證。LOCA鑒定試驗是核電廠K1類設備中最嚴格的試驗，當核安全設備按照試驗要求在LOCA爐內進行試驗，溫度壓力曲線按照一定裕度要求嚴格包絡LOCA鑒定曲線時，可以確保發生LOCA事故時核電廠核安全級設備的安全。以我國某型船用核動力裝置為例，一是沒有進行過完整的鑒定試驗；二是缺少完善的標準或鑒定曲線指導。因此，針對該裝置提出一條合理LOCA鑒定指導曲線十分緊迫，本文采用RELAP5軟件模擬發生LOCA事故時堆艙熱力環境，在相關裕度要求下，提出了一條可供參考的鑒定試驗曲線。

1 LOCA鑒定試驗臺簡介

LOCA是壓水堆核電站的設計基準事故。LOCA 鑒定試驗臺通過在LOCA 爐內模擬一回路失水事故后的復雜熱工和化學環境，驗證事故工況后1E設備能否正常工作。LOCA 鑒定試驗臺簡單流程[1]如圖1所示，主要由LOCA 爐、蒸汽系統、噴淋系統、控制系統等組成，LOCA 爐的目的是在爐內實現鑒定曲線要求的熱工環境。蒸汽系統由儲能罐、快開閥、管路等組成，目的是為LOCA爐提供蒸汽以達到試驗曲線要求的溫度和壓力。噴淋系統由化學溶液儲槽、噴淋泵、LOCA 爐內的噴頭和管路等組成。

2 LOCA事故后堆艙環境條件

當船用核動力裝置發生LOCA事故時，大量高溫高壓流體從破口噴入堆艙，導致堆艙內溫度和壓力急劇上升，為保證溫度壓力不超過堆艙設計限值堆艙內設備正常運行，需啟用包括噴淋在內的一系列保護措施。

在核電站中，執行反應堆緊急停堆、安全殼隔離、堆芯應急冷卻、堆芯余熱導出、反應堆廠房的熱導出和防止放射性物質向周圍環境大量排放的設備稱為IE級設備。IE級設備在LOCA事故后的30 d內必須能夠執行其基本功能。核電1E級設備必須按照國內EJ/T531，法國RCC-M，美國IEE382等標準進行一系列鑒定試驗，但是我國船用核動力裝置卻沒有進行過完整的鑒定試驗，更沒有可供參考的完善的標準鑒定曲線，為了保證核安全，為今后的鑒定工作做準備，急需建立適合船用核動力裝置特點的LOCA鑒定曲線。

3 LOCA鑒定試驗曲線

船用核動力裝置LOCA事故后堆艙環境條件包括熱力環境和噴淋環境，如壓力，溫度，液體流速，噴淋時間，化學成分等，不同的裝置在相應的設計基準事故下環境條件是不同的，對應的鑒定曲線標準也是不同的。我國核電二代機組大多遵循法國RCC系統規范，如CPR1000是在法國M310堆型基礎上改進的，法國標準NFM64-001規定的鑒定試驗曲線[2]如圖2所示，要求15 s內溫度達到185 ℃，壓力達到0.55 MPa，溫度和壓力分別兩次達到峰值，溫度和壓力變化速率較快，試驗時間15 d，試驗時間較長。對于船用核動力裝置，運行壓力和溫度高得多，鑒定曲線溫度和壓力變化將更加劇烈，事故后留給操作員的處理時間很少，因此鑒定曲線試驗時間也短得多，這是由船用核動力裝置的結構運行特點決定的。

3.1 系統建模

RELAP5/MOD3程序是用于分析輕水反應堆冷卻劑系統在假想事故中熱工水力響應的最佳估算程序。以我國某型船用核動力裝置為例，其與民用核電站差異很大，在目前情況下，RELAP5/MOD3能夠相對較好的模擬該裝置特點。由于該裝置的失水事故分析對冷段破口的上限尺寸沒有明確要求，也不考慮LOCA所產生的水力學載荷與沖擊載荷的疊加，保守性略顯不足，因此在具體分析中做了大量的保守假設。包括：反應堆初始功率為額定功率加上測量誤差和調節死區；為延遲反應堆停堆和安注，冷卻劑系統初始壓力等于額定值加上最大的穩態波動值和測量誤差；冷卻劑初始平均溫度為額定值加上最大的穩態波動值和測量誤差；對安全注射系統應用單一故障準則，僅有一臺高壓安注泵和一臺低壓安注泵投入，為延遲安注泵的投入，考慮從安注信號產生到安注泵投入的時間延遲；軸向功率分布取壽期初時的功率分布，因壽期初的總的功率不均勻因子最大；堆芯衰變熱取自美國ANS公布的標準曲線值。并進行了大量的敏感性分析以確保結果具有一定的保守性。

基于RELAP5程序，對該船用核動力裝置中的設備及管路逐一劃分控制體，建立完整的計算模型，該型船用核動力裝置堆艙體積遠遠小于核電站安全殼體積且沒有隔間，因此堆艙可以用等體積控制體代替，考慮穩壓器波動管雙端斷裂和冷卻劑主管道熱端和冷端雙端斷裂，在事故過程中，由于大量的一回路高溫高壓冷卻劑釋放到堆艙中，堆艙的溫度和壓力隨之上升，堆艙的放射性劑量也上升。對堆艙內設備尤其是安全相關性較高的泵閥類設備沖擊較大。

本文RELAP5/MOD3分析結果以峰值溫度壓力進行歸一化，熱段雙端斷裂160 s內溫度壓力變化如圖3、圖4所示，分析計算結果見表1。

表1 熱段分析計算結果

冷段主閘閥外側雙端斷裂160 s內溫度壓力變化如圖5、圖6所示，分析計算結果見表2。

表2 冷段分析計算結果

波動管雙端斷裂600秒內溫度壓力變化如圖7、圖8所示，分析計算結果見表3。

表3 波動管段分析計算結果

由以上分析可以看出冷段主閘閥外側雙端斷裂對堆艙溫度壓力的影響最大，以冷段主閘閥外側失水事故為例，研究 9 000 s內溫度壓力變化如圖9、圖10所示。

可以看出，8 000 s之后溫度壓力變化趨向于平穩，對溫度壓力變化率進行分析如圖11、圖12所示。

可以看出，100 s之后溫度壓力變化率已經很小，因此要求的鑒定曲線對前100 s精確度要求較高，100 s之后在滿足相應的包絡要求下進行相應的保溫保壓，由以上分析制定出滿足要求的鑒定曲線。在鑒定曲線設計的原則是，斜率變化較大時，取可以包絡它的斜線段，斜率變化較小時，取包絡它的橫線段，考慮保留一定的鑒定裕度，其溫度壓力的各個峰值拐點在 3.2節裕度理念中的要求下取最大值，最終鑒定曲線如圖13、圖14所示，

由鑒定曲線可以看出13 s之內，溫度壓力分別達到最大值，2 h之后進行保溫保壓，1 h之后變化率已經很小，為圖像直觀起見，以下對比1h之內鑒定曲線與實際溫度壓力變化曲線，如圖15、圖16所示，

可見，本文建立的LOCA鑒定曲線，較好的包絡了各種破口事故曲線，并且滿足合理的裕度要求，可操作性和經濟性較高。

3.2 裕度理念

為了保留鑒定過程的不確定性，鑒定標準一般都要求對相關的鑒定參數增加裕度。需要指出的是，此處所指的裕度，并非是為了解決環境條件計算過程中的不確定性。事實上核電廠設計過程中已經用保守的方法對環境參數進行了計算，根據IEEE 323-2003和10CFR50.49，鑒定裕度主要是考慮：實際產品與鑒定樣品的差異，鑒定試驗過程中測量儀表的不確定性，以及性能指標驗收準則可能存在的不確定性。因此型式試驗鑒定應確保具有足夠的鑒定裕度，裕度本身可正可負，其引入是以增加試驗的嚴酷程度為目的。鑒定裕度可通過提高試驗幅度、延長試驗持續時間、增加循環次數、提高或降低運行電壓以及上述方法的綜合等方式實現。鑒定試驗中常用的裕度見表4。

表4 鑒定裕度要求

4 結論

本文通過對某型船用核動力裝置3種主要破口事故進行建模分析，在滿足包絡要求的前提下，首次建立了該裝置的LOCA溫度壓力鑒定曲線，得到如下結論：

1) 由RELAP5破口失水事故分析可以看出，該型船用核動力裝置發生LOCA事故時，堆艙內溫度壓力峰值和變化率比普通核電站安全殼內高得多，反應時間也遠遠小于普通核電站。

2) 由建立的鑒定曲線可以看出，該曲線較好的包絡了幾種主要失水事故對堆艙溫度壓力的影響，考慮了鑒定裕度，具有一定的保守性。在對該型船用核動力裝置進行LOCA鑒定工作中，由于溫度壓力峰值較高，變化率較大，對鑒定設備和操作人員素質要求較高。

3) LOCA鑒定曲線并不唯一，本文建立的某型船用核動力設備鑒定曲線充分考慮了經濟性和操作的可行性，為今后的鑒定工作奠定了基礎。

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[1] 顏昌彪.LOCA鑒定試驗臺設計研究[J].廣東化工，2011(2):40-42.

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