基于現(xiàn)實(shí)的AP1000失去二次側(cè)給水事故機(jī)理分析

王保生

(大亞灣核電運(yùn)營(yíng)管理有限責(zé)任公司,廣東 深圳 518124)

AP1000是先進(jìn)的第三代核電堆型，其設(shè)計(jì)特點(diǎn)是大量采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)。這些非能動(dòng)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)大大提高了核電廠的固有安全性。從系統(tǒng)分析上看，AP1000已經(jīng)很安全，但從核電廠運(yùn)行的角度看，需求的不僅僅是安全或堆熔頻率，還需要從貼近核電廠實(shí)踐的角度分析事故的機(jī)理，從而分析如何更好地控制機(jī)組和更符合電廠的實(shí)際需求。

蒸汽發(fā)生器失去二次側(cè)給水是AP1000一種典型的始發(fā)事件，預(yù)期在核電廠的運(yùn)行中會(huì)發(fā)生一次或數(shù)次，很多專家對(duì)此進(jìn)行了研究[1-4]。這些研究使用的事故假設(shè)都是保守的，不考慮非安全設(shè)備的正面作用。在電廠實(shí)際運(yùn)行過(guò)程中，機(jī)組的現(xiàn)實(shí)配置都包含了非安全設(shè)備。在事故發(fā)生時(shí)，這些非安全設(shè)備在事故的處理階段可能帶來(lái)干擾，但如果能充分考慮非安全設(shè)備的作用，則可能為機(jī)組的控制帶來(lái)極大的便利。

本文選取AP1000二回路失去給水的事故進(jìn)行研究，通過(guò)分析事故的整體過(guò)程，對(duì)研究事故的機(jī)理進(jìn)行研究，探討當(dāng)前事故控制存在的問(wèn)題，并提出事故控制優(yōu)化的方向。

1 事件的假設(shè)初態(tài)

AP1000機(jī)組，在25%Pn功率運(yùn)行。蒸汽發(fā)生器的主給水突然喪失，反應(yīng)堆由于蒸汽發(fā)生器液位低而停堆。啟動(dòng)給水系統(tǒng)投入后，因意外失去。這時(shí)的主要參數(shù)的變化情況是：反應(yīng)堆停堆后，一回路溫度壓力均正常下降。蒸汽發(fā)生器壓力在大氣釋放閥組投入后穩(wěn)定在設(shè)定值，由于啟動(dòng)給水的冷水效應(yīng)及二回路用汽，蒸汽發(fā)生器壓力輕微下降。……