“華龍一號”征兆導向應急事故規程熱工水力符合性計算

黃樹亮，楊長江，詹經祥，方 俊，馬秀歌，鄭云濤

（中國核電工程有限公司，北京 100084）

應急操作規程（EOP）是在電廠應急運行時指導操縱員操作的導則，用于防止事故后堆芯發生損傷，對核電廠的安全性非常重要。作為我國自主研發的先進三代核電機型，“華龍一號”采用目前國際最為先進的征兆導向法事故處理規程（SEOP）。由于該規程尚未在國內現有百萬千瓦級壓水堆機組應用，加上“華龍一號”機型“能動 + 非能動”的設計理念以及區別于傳統 M310堆型的電廠系統與設備參數，規程開發工作有較高難度。根據 IAEA指導文件要求以及我國HAD103/01的具體規定，在規程的開發過程中，應進行大量熱工水力支持性分析工作，用于規程操作策略的制定與優化、定值確定與驗證等相關工作。

1 設計思路及理念

1.1 SEOP熱工水力符合性計算總體思路

HAD103/01第7.2.5節明確指出，“征兆導向的應急運行規程采用正式確定并優先排列主要關鍵安全功能的方法，能夠解決事件導向方法的某些局限。在征兆導向規程中，應根據核動力廠系統的征兆和狀態（如安全參數值和關鍵安全功能）來決定事件的響應措施”。SEOP熱工水力符合計算工作的總體思路是采用“華龍一號”機型的實際參數，使用概率論、確定論和正確的工程判斷相結合的方法，確定可能威脅核電廠放射性屏障與關鍵安全功能的重要事件序列，分析這些事件序列可能出現的過程現象，并使用RELAP5程序建立“華龍一號”機組的計算分析模型，對與六大關鍵安全功能相關的各種疊加事故的緩解措施進行分析計算，以驗證和評估該緩解策略的有效性。征兆導向事故規程中功能恢復策略的熱工水力分析的研究內容包含導則策略的修改、定值的分析及導則的驗證等。圖 1給出規程開發過程中熱工水力支持性分析流程。

圖1 征兆導向事故規程熱工水力支持性分析計算流程Fig.1 Procedure of thermal and hydraulic calculation of SEOP

2 導則需求審查及程序模型

2.1 導則框架與計算需求審查

SEOP熱工水力計算的上游文件是總體專業提供的導則框架與計算需求文件。熱工專業首先對總體專業提交的36份導則框架與36份計算需求文件進行了詳細的審查，并通過 TC系統內部接口傳遞的方式進行計算需求審查意見回復。

2.2 程序建模以及模型的驗證

熱工水力專業在以往的工程設計任務中，依托秦山二期、福清等核電項目一級PSA熱工水力計算項目，采用了RELAP5程序建立了兩環路電廠、M310堆型等各電廠的程序模型，這些模型成熟完善，適用性廣泛。“華龍一號”核電機組采用“能動 + 非能動”的設計理念，其主回路系統、安全系統等設計特點與以往M310均有較大區別，尤其是二次側非能動余熱排出系統（PRS），采用非能動自然循環運行模式，其程序模擬過程十分復雜，需要不斷修改調試。

熱工專業采用RELAP5程序對“華龍一號”機型主要系統及設備建立了計算模型，同時，為保證本研究項目中建立的RELAP5程序模型的有效性與合理性，中國核電工程有限公司（簡稱中核工程）于2016年4月份開始執行與意大利 NINE公司的事故規程熱工水力模型的開發與提升項目。NINE公司采用目前國際上較為先進的建模方法，在節點尺度、水力學部件設置、Slice切片劃分技術等方面對工程公司的程序模型進行了提升。公司對 NINE提交的模型與分析報告進行了詳細的審查與對比分析計算。以大破口失水事故為例，圖2、圖3給出了NINE與CNPE的計算對比情況。結果表明CNPE建立的RELAP5程序模型是合理準確的，滿足“華龍一號”事故規程開發中熱工水力支持性分析工作。

圖2 一回路壓力Fig.2 Pressure of the primary circuit

3 SEOP功能恢復策略FRGs序列計算

圖3 破口流量Fig.3 Break flow

“華龍一號”SEOP規程包含E、F、ECA以及EDF四個主要大類，根據分工，中核工程負責F、ECA、EDF三大類中共計29本導則的符合性計算。相對來說ECA、SDF導則較為簡單，本文不再贅述，下面主要以及F導則為例進行詳細說明。F導則的準確含義是功能恢復策略 FRGs，如圖 4所示，主要處理的是與六大關鍵安全功能相關的各種疊加事故[1]。分別對應FR-S、FR-C、FR-H、FR-P、FR-Z、FR-I六本導則，現在逐一進行說明。

圖4 核電廠放射性屏障與六大關鍵安全功能Fig.4 Radioactivity barrier and six key safety functions of nuclear power plant

3.1 FR-S導則

FR-S導則對應于六大關鍵安全功能中次臨界度相關的功能恢復導則，由2份導則構成，分別是“FR-S.1裂變功率產生/ATWS響應”[2]和“FR-S.2失去停堆裕度響應”。FR-S.1功能恢復導則主要用于未能緊急停堆的預期瞬態（ATWS）以及關鍵安全功能“次臨界度”未能完全滿足的工況的緩解和恢復。FR-S.2功能恢復導則為獲得適當的停堆深度提供操作指令。FR-S.1是 FR-S系列導則的核心，對ATWS事故的分析是驗證導則策略是否適當的關鍵。對于 FR-S.1導則，選取喪失主給水ATWS和喪失廠外電ATWS作為始發事件。表1給出喪失主給水ATWS操作員執行相關動作的事件序列。計算分析結果表明，FR-S.1導則的策略是適當的，如果反應堆保護系統的自動動作都能成功地被觸發，則這兩個ATWS瞬態都能成功地得到緩解。

表1 事件序列Table 1 Accident sequence

3.2 FR-C導則

FR-C導則對應于六大關鍵安全功能中堆芯冷卻功能恢復導則，包括FR-C.1堆芯冷卻惡化響應、FR-C.2堆芯冷卻不足響應、FR-C.3堆芯冷卻飽和響應三份導則。FR-C導則熱工水力分析重點分析了FR-C.1三個主要操作策略以及 FR-C.2中的二回路受控降壓策略。FR-C.1導則為堆芯冷卻惡化事故時的恢復提供操作指令，堆芯冷卻惡化主要是由于一回路冷卻劑裝量減少或堆芯部分裸露。FR-C.1導則選取了有包絡性、代表性的選擇冷段小破口做事故譜分析，分別分析了 15 mm、25 mm、50 mm、75 mm疊加喪失中壓安注作為計算工況，計算結果如表 2所示。FR-C.2導則由一回路喪失冷卻劑引起的導致部分堆芯裸露，堆芯可能處于飽和或者過熱狀態。該導則由"堆芯冷卻"關鍵安全功能狀態樹FR-0.2的橙燈工況進入，入口條件為堆芯出口過冷度小于20 ℃并且堆芯出口熱電偶溫度超過 355 ℃。計算分析了二回路受控降壓分析，二回路以 100 ℃/h降溫降壓的工況。

表2 事件序列Table 2 Accident sequence

3.3 FR-H導則

FR-H導則對應于六大關鍵安全功能中二次熱阱相關的功能恢復導則，包含FR-H.1失去二次熱阱響應、FR-H.2蒸汽發生器超壓響應、FR-H.3蒸汽發生器高水位響應、FR-H.4失去正常蒸汽排放能力響應、FR-H.5蒸汽發生器低水位響應。其中FR-H.1是FR-H系列導則中的核心。根據其入口條件，選取核電廠功率運行工況發生喪失全部給水事故作為始發事件。

核電廠在發生喪失全部給水事故后，如果操作員不進行任何操作，二次側蒸汽發生器失去全部給水之后，二次側排熱能力下降，反應堆冷卻劑溫度上升，穩壓器壓力、水位上升。當穩壓器壓力升至16.6 MPa，第一個SEBIM閥開啟、卸壓，壓力降低，SEBIM閥回座，如此循環。隨后蒸汽發生器二次側蒸干，一次側升溫加快，之后堆芯頂部開始裸露，燃料包殼開始升溫，直到堆芯損傷。根據FR-H.1導則操作策略，在發生核電廠喪失全部給水之后，操縱員應首先嘗試恢復給水，如果二次側給水恢復失敗，首先應自動或手動投入 PRS系統。“華龍一號”設置的PRS系統啟動之后，能夠有效帶走堆芯余熱，并且可以維持較長時間內的堆芯安全，如圖 5、圖 6所示。如果事故后恢復二次側給水與PRS投運均失敗，操作員應根據FR-H.1導則對一次側執行充—排操作。

圖5 一次側與二次側壓力Fig.5 Pressure of the primary and secondary sides

3.4 FR-P導則

FR-P導則的作用是引導操作員進行必要的操作，降低壓力受到意外（快速降溫）或預期（低速降溫）受壓熱沖擊而破損失效的風險，維持一回路壓力邊界的完整性。一般來說，應通過適當操作將主回路帶入相對低壓—高溫區域。按照“停止/控制主回路降溫速率”“快速降低主回路壓力”“主回路壓力的精確控制”“保持主回路冷卻劑溫度的長時間穩定，通過金屬熱傳導消除壓力容器金屬內外壁的額外熱應力。”等幾個步驟來進行操作。在導則中可以采用的緩解手段包括蒸汽發生器/余熱系統排熱能力控制，停運安注/上充流量，下泄流量/穩壓器噴淋/穩壓器卸壓閥以及對主回路浸泡等方式。圖7給出降溫速率大于與低于56 ℃/h時的主回路P-T圖曲線。

圖6 堆芯溫度Fig.6 Core temperature

圖7 主回路冷段P-T圖Fig.7 Pressure and temperature of the primary side

3.5 FR-Z導則

FR-Z導則主要包括FR-Z.1安全殼高壓響應、FR-Z.2安全殼水淹響應、FR-Z.3安全殼高放射性響應。FR-Z.1主要考慮安全殼隔離、壓力限制以及殼內氫氣濃度控制。在堆芯冷卻不充分的工況下，可能產生大量氫氣，其濃度若過高，需向電廠相關部門通報安全殼內的氫氣濃度，以采取相應措施，避免氫氣燃爆的風險。FR-Z.2導則用于安全殼水位超過事故正常水位情況下的處理策略。在安全殼地坑水位高于設計容許水位時，檢查所有可能的意外地坑水來源，并在允許時將其隔離，并確保電廠安全停堆的關鍵系統、部件和儀表等均布置在設計容許水位之上。FR-Z.3導則提供的操作指令主要包括確認安全殼 A階段和 B階段隔離，投入安全殼大氣監測系統去除殼內放射性以及向技術支持中心通報安全殼放射性水平。圖8給出FR-Z.1導則中安全殼壓力響應計算曲線。

圖8 安全殼壓力Fig.8 Containment pressure

3.6 FR-I導則

FR-I導則主要包括FR-I.1穩壓器高水位響應、FR-I.2穩壓器低水位響應、FR-I.3壓力容器汽腔響應。FR-I.1導則為事故情況下穩壓器出現高水位時，將穩壓器水位恢復到正常范圍提供操作指令是，其主要策略是建立上充和下泄；降低穩壓器壓力；投入穩壓器電加熱器，并控制上充和下泄流量以建立穩壓器汽腔。圖9、圖10給出FR-I.1導則計算中穩壓器壓力與穩壓器電加熱器功率曲線。FR-I.2導則為事故情況下穩壓器出現低水位時，操縱員恢復一回路水裝量提供操作指令，其主要策略是確認下泄隔離并建立上充流量；增大上充流量或建立安注流量。FR-I.3導則為壓力容器上封頭出現汽腔，操縱員判斷必須清除汽腔時提供操作指令，其主要策略是建立上充和下泄；反應堆冷卻劑系統升壓以使氣泡凝結；啟動一臺主泵以使氣泡凝結；壓力容器排氣。

圖9 穩壓器壓力Fig.9 Pressure of the pressurizer

圖10 穩壓器電加熱器功率Fig.10 Power of the pressurizer heater

4 結論

“華龍一號”征兆導向事故規程熱工水力分析研究工作具有系統全面的特點，為“華龍一號”核電廠事故規程的開發提供了強有力的技術支持與設計輸入，圓滿完成了福清5、6號機組規程開發工作。在本項工作中確立的事故規程熱工水力支持性分析計算的工作流程有效、實用，填補了國內該領域的空白，能夠為后續類似工作提供技術指導與范例。