華龍一號核電廠非失水事故PIRT 表研究

陸雅哲 李 峰 程 坤 初 曉 陳宏霞

(核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室，四川 成都 610213)

0 前言

對熱工水力現(xiàn)象的認識是研究核電廠在事故工況下響應(yīng)的前提，也是程序適用性驗證的基礎(chǔ)[1]。 本文針對華龍一號的電廠設(shè)計， 遵循美國核管會發(fā)布的導(dǎo)則REGULATORY GUIDE 1.203[2]以及國家核安全局發(fā)布的 《核動力廠安全分析用計算機軟件開發(fā)與應(yīng)用》[3]所提供的評價模型開發(fā)與評估過程（EMDAP）建立現(xiàn)象識別和分級表（PIRT）。通過對所涉及的現(xiàn)象進行識別，并按這些現(xiàn)象對性能指標的影響進行重要度的等級劃分， 從而避免對事故相關(guān)的所有部件和所有現(xiàn)象進行詳細評價。 通過對目標電廠建立PIRT 表的過程，可以得到對事故進程有重要影響的物理現(xiàn)象，同時可以用于指導(dǎo)哪些重要現(xiàn)象需要程序進行精確的模擬[4，5]。

1 華龍一號技術(shù)特點

華龍一號充分借鑒融合了“三代”核電技術(shù)的先進設(shè)計理念和我國現(xiàn)有壓水堆核電站設(shè)計、 建造、調(diào)試、運行的經(jīng)驗，以及近年來核電發(fā)展及研究領(lǐng)域的成果，滿足我國最新核安全法規(guī)要求和國際、國內(nèi)最先進的標準要求，同時參考國際先進輕水堆核電廠用戶要求，滿足三代核電技術(shù)的指標要求，具備完善的嚴重事故預(yù)防與緩解措施，并考慮了應(yīng)對福島核電站事故的相關(guān)改進和措施。

2 非失水瞬態(tài)事故現(xiàn)象及重要度分級

華龍一號非失水瞬態(tài)事故主要包含二回路排熱增加類、二回路排熱減少類及冷卻劑強迫流量喪失類事故、反應(yīng)性和功率分布異常事故、冷卻劑裝量增加事故和未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)。

針對不同部件識別重要現(xiàn)象并進行重要度劃分。非失水瞬態(tài)事故中，考慮三個重要度等級，包括高（H）、中（M）、低（L）。

下面給出現(xiàn)象等級劃分的定義：

H：表示該現(xiàn)象被認為具有高重要度。該現(xiàn)象必須被精確的模擬，以正確地預(yù)測瞬態(tài)過程，預(yù)測該進程的模型必須要進行驗證。

M：表示該現(xiàn)象被認為具有中等重要度。 盡管該現(xiàn)象對整個瞬態(tài)的影響水平低于高重要度的現(xiàn)象，但所用模型仍需使模擬結(jié)果盡量接近此現(xiàn)象。

L：表示該現(xiàn)象被認為具有低重要度。 該現(xiàn)象應(yīng)被模擬或以足夠詳細的方法進行解釋，但可不考慮其精度對于整個瞬態(tài)的影響。

N/A：表示該現(xiàn)象對某個部件在某個瞬態(tài)階段不適用。

2.1 主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓及蒸汽管道破裂事故現(xiàn)象識別與分級

本文以二回路排熱增加類事故中的主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓及蒸汽管道破裂為例，闡述非失水事故現(xiàn)象識別與建立分級表的過程。

2.1.1 事故現(xiàn)象

（1）主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓

對主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓而言，導(dǎo)致最嚴重的堆芯后果的是單個汽機旁路閥，大氣釋放閥或蒸汽發(fā)生器安全閥意外打開。 該事故引起的蒸汽釋放，先使蒸汽流量增加，然后隨著蒸汽壓力下降，蒸汽流量減少。 事故過程中反應(yīng)堆冷卻劑的溫度和壓力降低，由于負慢化劑溫度系數(shù)的作用，使得堆芯功率增加、堆芯停堆裕量減少并且有重返臨界的危險，可能發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）。

（2）蒸汽管道破裂事故

一條環(huán)路的蒸汽系統(tǒng)管道破裂引起的蒸汽排放，初期蒸汽流量增加，而后由于蒸汽壓力下降，蒸汽流量減小。 二回路帶熱導(dǎo)致冷卻劑的溫度和壓力下降，由于負慢化劑溫度系數(shù)的作用，降溫導(dǎo)致正反應(yīng)性引入。 若反應(yīng)堆處于熱停堆狀態(tài)，反應(yīng)堆將會重返臨界。此時核功率較低，同時由于非對稱冷卻效應(yīng)，堆芯功率形狀畸變嚴重，可能出現(xiàn)局部DNB。 通過安全注入系統(tǒng)向堆芯注射硼酸，引入負反應(yīng)性，使反應(yīng)堆停堆。若反應(yīng)堆處于功率運行，正反應(yīng)性引入導(dǎo)致反應(yīng)堆功率上升，可能出現(xiàn)局部DNB。與熱停堆狀態(tài)相比，反應(yīng)堆功率運行的事故后果沒有那么嚴重，此時反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)所具備熱慣性推遲了達到相應(yīng)于零功率的溫度和停堆裕量的時間。

重要現(xiàn)象總結(jié)如表1 所示。

表1 主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓及蒸汽管道破裂事故重要現(xiàn)象

2.1.2 現(xiàn)象分級

主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓和蒸汽管道破裂事故的主要風(fēng)險是堆芯發(fā)生泡核沸騰，造成堆芯包殼損壞。 針對該性能指標，確定事故主要現(xiàn)象重要度分級。

（1）燃料

燃料現(xiàn)象包含了中子學(xué)現(xiàn)象、構(gòu)件儲熱等。中子學(xué)現(xiàn)象主要為裂變功率計算和熱工參數(shù)反饋， 該現(xiàn)象影響了堆芯核功率，進而影響了熱流密度計算，定義為重要度高（H）。 構(gòu)件儲熱與熱傳導(dǎo)模型影響燃料溫度，進而影響核反饋和核功率計算，定義為重要度中（M）。

（2）堆芯

堆芯現(xiàn)象包含了熱工水力現(xiàn)象，主要為強迫對流換熱，定義為重要度高（H）。這是因為事故風(fēng)險主要是發(fā)生偏離泡核沸騰現(xiàn)象。 強迫對流換熱計算決定了當前熱流密度。

（3）壓力容器

壓力容器內(nèi)現(xiàn)象主要為冷卻劑在下降段和下腔室內(nèi)的攪混。該現(xiàn)象定義為重要度高（H）。蒸汽管道破裂事故過程中，來自不同環(huán)路、溫度不同的流體進入壓力容器后在下降段和下腔室內(nèi)攪混， 然后流入堆芯，引起堆芯的非對稱冷卻。 非對稱冷卻效應(yīng)將會引起堆芯功率分布的畸變，進而影響局部熱流密度和偏離泡核沸騰比（DNBR）計算。

（4）SG

SG 一次側(cè)和二次側(cè)熱工水力現(xiàn)象主要為一次側(cè)強迫對流換熱、SG 二次側(cè)單相和兩相換熱、汽水分離器行為。 上述現(xiàn)象定義為重要度高（H）。 SG 換熱現(xiàn)象影響了對一回路冷卻劑的冷卻效果，一回路冷卻劑冷卻結(jié)合核功率反饋現(xiàn)象會引起核功率上升，同時冷卻結(jié)合穩(wěn)壓器熱工水力現(xiàn)象會影響壓力結(jié)果，進而影響臨界熱流密度。

（5）穩(wěn)壓器

穩(wěn)壓器熱工水力現(xiàn)象主要為一回路冷卻導(dǎo)致的水體積收縮，穩(wěn)壓器內(nèi)部流體流入到熱段中。 穩(wěn)壓器內(nèi)水裝量下降，引起壓力下降。 該現(xiàn)象定義為重要度中（M）。 該現(xiàn)象導(dǎo)致的壓力下降將影響臨界熱流密度計算，進而影響DNBR。

（6）破口

破口主要現(xiàn)象為臨界流。 該現(xiàn)象定義為重要度高（H）。 破口排放是引發(fā)事故的重要現(xiàn)象，該現(xiàn)象決定了SG 換熱現(xiàn)象、一回路溫度分布及堆芯重返臨界水平。

（7）硼輸運

硼輸運現(xiàn)象定義為重要度中（M）。事故后，安注系統(tǒng)向反應(yīng)堆注入高濃度的含硼水，作為良好的中子吸收體，含硼水流入堆芯后，會引入負反應(yīng)性，抑制反應(yīng)堆功率上升水平。

其余現(xiàn)象定義為重要度低（L）。

主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓和蒸汽管道破裂事故現(xiàn)象識別與分級表結(jié)果如表2 所示。

3 結(jié)論

本文對華龍一號非失水瞬態(tài)事故下的現(xiàn)象進行了識別和重要度分級研究，得到了事故PIRT 表，獲得對事故進程有重要影響的物理現(xiàn)象，可用于指示需要程序精確模擬的現(xiàn)象，為非失水瞬態(tài)計算程序的驗證提供基礎(chǔ)。

表2 主蒸汽系統(tǒng)事故卸壓和蒸汽管道破裂事故PIRT 表