華龍一號LOCA疊加安噴失效設計擴展工況研究

鄭云濤 孫燕宇 詹經祥 楊長江

（中國核電工程有限公司，北京100840）

0 引言

日本福島核事故發生后，國內外對新建核電廠提出了更高的安全要求。為了使核電廠能夠承受比設計基準事故更為嚴重的事故，促使核電廠安全設計的提升，IAEA提出了設計擴展工況（Design Extension Conditions，DEC），HAF 102—2016《核動力廠設計安全規定》中對核電廠的設計擴展工況分析也提出了明確要求。目前根據堆芯是否發生顯著損傷（堆芯熔化），國際上將設計擴展工況分為DEC-A（堆芯未損傷）序列和DEC-B（堆芯損傷）序列。DEC-A工況序列的確定考慮了概率非常低的單一始發事件、預期事件或設計基準事故疊加安全系統失效或者多重失效。對于部分DEC-A工況序列的論證，還需要進行與事故序列相關的核電廠瞬態熱工水力計算分析。例如，當核電廠一回路主冷卻劑管道上發生破口事故（LOCA）時，反應堆冷卻劑的喪失將導致堆芯出現裸露和燃料包殼升溫的風險，同時堆芯余熱將隨著冷卻劑的喪失進入安全殼中，使安全殼壓力、溫度快速升高。此時如果用于應對該設計基準工況的安全功能系統失效（如所有安全殼噴淋系統失效），安全殼內的堆芯衰變熱量將無法及時移出，安全殼長時間維持在高溫高壓的狀態可能會導致安全殼失效。因此，為了滿足核電廠安全相關法律法規、安全導則和最新的核電安全要求，需要對部分重要的設計擴展工況進行研究，以確保當應對設計基準工況的安全功能系統出現失效時，依靠其他安全手段仍能將反應堆維持在安全可控狀態。

本文選取華龍一號作為研究對象，華龍一號為中國自主化第三代核電技術，根據第三代核電設計的先進理念，提出了能動+非能動的先進壓水堆核電安全設計。為了應對安全殼噴淋系統失效，華龍一號還設計了三列非能動安全殼熱量導出系統（Passive Contain ment heat removal System，PCS），PCS系統利用自然循環對安全殼進行冷卻，防止安全殼失效。本文采用最佳估算系統分析程序RELAP5和安全殼熱工水力分析程序COPAT對華龍一號LOCA疊加安噴系統失效的設計擴展工況進行了研究，該工況為堆芯未出現顯著損傷的DEC-A工況。分析了該工況下的堆芯安全和安全殼完整性，用于確認當應對設計基準事故的安全殼噴淋系統出現失效時，華龍一號的PCS系統能否確保安全殼的完整性，可為其安全相關的系統設計提供依據和參考。

1 計算模型及假設

本文采用RELAP5程序建立了華龍一號的一回路、二回路系統計算模型，如圖1所示。采用COPAT程序建立了華龍一號的單節點安全殼計算模型。華龍一號反應堆熱工水力計算模型和安全殼計算模型所采用的主要參數見表1。RELAP5程序計算一、二回路熱工瞬態行為，COPAT程序計算安全殼熱工水力響應。為了分析反應堆堆芯是否發生裸露及燃料包殼溫度峰值，堆芯模型采用保守假設，并建立了堆芯熱通道、熱組件和熱棒。堆芯功率、反應堆冷卻劑壓力、反應堆冷卻劑平均溫度以及安全殼初始參數等均采用名義值。華龍一號LOCA疊加安噴系統失效設計擴展工況研究基本假設條件為：

表1 計算模型參數

圖1 華龍一號RELAP5計算模型示意圖

（1）穩壓器壓力低信號觸發反應堆緊急停堆；

（2）反應堆停堆信號使汽輪機自動停運；

（3）穩壓器壓力低-低信號觸發安全注入信號；

（4）根據安全注入信號，二回路主蒸汽大氣釋放閥打開，對反應堆冷卻劑進行快速冷卻；

（5）安全注入信號與反應堆主冷卻劑泵進、出口壓力差低信號符合觸發反應堆主冷卻劑泵停止運行；

（6）安全注入信號觸發蒸汽發生器主給水隔離，同時觸發蒸汽發生器輔助給水啟動信號；

（7）安全殼壓力高4信號與安全殼噴淋系統流量低信號符合觸發非能動安全殼熱量導出系統（PCS）啟動信號；

（8）三列非能動安全殼熱量導出系統（PCS）均假設有效；

（9）操縱員動作，在第一個明顯信號30分鐘后，操縱員進入規程進行操作，檢查蒸汽發生器水位和反應堆冷卻劑系統壓力。

2 事故描述

當一回路冷卻劑管道上發生破口時，反應堆冷卻劑通過破口進入安全殼內，引起反應堆一回路系統壓力降低，穩壓器液位隨之降低。當穩壓器壓力出現壓力低信號時，導致反應堆停堆，汽輪機自動停運。此時，反應堆二回路系統壓力升高，二回路主蒸汽大氣釋放閥打開，對反應堆冷卻劑進行快速冷卻。

當穩壓器壓力出現壓力低-低信號時，產生安全注入信號。安全注入信號自動啟動中壓安注和低壓安注，同時觸發二回路快速冷卻、主給水隔離和輔助給水啟動。當全安注入信號與反應堆冷卻劑進、出口壓差低信號符合時觸發反應堆主冷卻劑泵停運。

當反應堆一回路系統壓力降低到中壓安注注入壓頭，但破口流量仍大于中壓安注流量時，一回路系統水裝量不斷減少。隨著反應堆一回路系統壓力進一步降低，安注箱和低壓安全注入投入運行，反應堆一回路系統的水裝量出現回升，事故才得到緩解。

反應堆一回路系統冷卻劑通過破口釋放到安全殼后，引起安全殼壓力迅速升高。當安全殼壓力達到設定值時，觸發安全殼噴淋系統啟動信號。由于安噴系統失效，其產生的安噴流量低信號自動觸發PCS系統啟動，PCS系統投運持續將安全殼內的衰變熱導出至安全殼外，維持安全殼壓力和溫度低于其設計值，從而有效防止安全殼失效，保證堆芯長期冷卻。

3 計算結果及分析

本文選取引起堆芯裸露后包殼升溫最高的10.0 cm破口作為分析工況。表2為該工況過程中的事件觸發序列，圖2至圖8為該工況一回路、二回路主要參數及安全殼壓力、溫度和內置換料水箱溫度的變化情況。

圖2 穩壓器和蒸汽發生器二次側壓力

圖8 安全殼內置換料水箱溫度

表2 LOCA疊加安噴失效事件序列

0時刻反應堆一回路系統主冷卻劑管道發生10.0 cm破口事故后，反應堆一回路系統壓力在事故發生30 s內快速下降。反應堆一回路系統冷卻劑裝量迅速減少，穩壓器壓力隨之降低。當反應堆一回路系統的穩壓器壓力出現壓力低信號時，反應堆停堆信號使反應堆執行停堆動作，停堆后觸發汽輪機關閉。隨著反應堆一回路冷卻劑系統的壓力持續下降，穩壓器壓力出現壓力低-低信號，產生安全注入信號。然后，安全注入信號觸發蒸汽發生器二次側快速冷卻開啟，并執行主給水隔離和啟動輔助給水動作。事故發生前期，由于一回路壓力降低、中壓安注流量增大和安注箱投運，使一回路水裝量從最低點快速回升而重新淹沒堆芯。此后，安注流量等于破口流量并確保堆芯不再裸露，從而包殼溫度也不會急劇上升。整個事故過程中，由于反應堆堆芯出現裸露而引起的燃料包殼溫度最大峰值為579.2℃，與安全準則1 204℃限值還有很大裕量。

當冷卻劑噴放到安全殼后，安全殼壓力迅速升高至設定值時觸發PCS系統，PCS系統的投入持續將釋放到安全殼內的堆芯衰變熱導出至安全殼外。事故初期，安全殼壓力、內置換料水箱（IRWST）水溫逐漸上升；事故48小時后，IRWST水溫達到131℃左右，安全殼壓力保持在0.4 MPa左右，安全殼溫度、安全殼壓力、IRWST水溫達到平衡狀態。安全殼壓力始終低于華龍一號的安全殼設計壓力值0.52 MPa，安全殼完整性得以保證。

圖3 堆芯水位

圖4 破口與安注流量（前3 000 s）

圖5 熱棒包殼溫度

圖6 安全殼大氣壓力

圖7 安全殼大氣溫度

4 結論

本文采用RELAP5程序和COPAT程序建立了華龍一號的計算模型，針對華龍一號LOCA事故疊加所有安噴失效的設計擴展工況進行了研究。計算結果表明：LOCA事故疊加所有安噴系統失效后，反應堆保護系統的自動操作和操縱員動作能夠將事故帶到穩定狀態，整個事故過程中堆芯是安全的；安全殼噴淋系統失效后觸發非能動安全殼熱量導出系統（PCS）運行，能夠將安全殼壓力、溫度維持在可接受的水平內，PCS系統有效防止了安全殼的失效。