典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究.pdf

第卷增刊原子能科学技术 ，年月 典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究于沛，邢继，马海福，孟兆明，孙中宁（哈尔滨工程大学，黑龙江 哈尔滨 ；中国核电工程有限公司，北京 ；中国核动力研究设计院，四川 成都 ）摘要：本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象，将一回路冷管段英寸小破口、自动卸压系统（）阀门误开启、直接注入（）管线双端断裂、一回路冷管段 英寸小破口这个典型的 触发事故作为始发事件，进行 运行特性研究，重点关注 对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明：在发生典型 触发事故后，通过 多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力，使得种非能动水箱能够有序注射，保证包壳温度不超温；在除 英寸破口事故外的典型 触发事故中，喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态，避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象；的两套独立卸压流道设计具有 的冗余度。关键词：系统分析程序；先进压水堆；自动卸压系统；临界射流中图分类号：文献标志码：文章编号：（）收稿日期：；修回日期：基金项目：中核集团“青年英才”项目：，（，；，；，）：（），（），；，：；非能动技术作为第代核电站的重要特征之一，凭借如重力、自然循环和气体储能等自然力来达到保证核电站安全的目的。自动卸压系统（）作为 核电厂非能动堆芯冷却系统的组成部分，在小破口冷却剂丧失事故（）中，对一回路实施快速降压，有效衔接高、中、低压注射，保持堆芯处于一个可接受的条件。目前，国内外针对 的仿真和实验做了很多方面研究。在国内，黄雄等以 核电厂发生大破口工况为例，研究了 对于一回路的影响。王伟伟等利用瞬态热工水力程序 对 核电厂 阀门误开启事故进行模拟，通过系统压力、等参数的瞬态响应对比，研究了临界流模型等问题。王建平通过对 的 进行系统性的研究，提出提高 整体性能的系统简化方案、布置优化方案和系统排放载荷优化方案。吴广浩等以 为对象，通过搭建整体缩比实验台架，研究了 喷洒器在 卸压工况下蒸汽的喷放、冷凝过程。在国外，美国西屋公司采用 程序对 核电厂发生典型事故做了详细分析报告。等基于 程序对设计基准事故进行模拟，分析了 的响应规律。意大利国家新技术能源委员会 研究中心借助 装置进行了 全尺寸喷 放 实 验。等、等基于 和 装置研究了喷洒器的蒸汽冷凝特性。目前 相关研究多是以 核电厂的 为对象，主要针对单一事故开展 对一回路的响应研究，而对于其他先进压水堆 的研究以及多种典型 触发事故下，对一回路响应及 本身运行特性的综合性研究较少。本文以中国先进压水堆为研究对象，根据其 真实管路布置进行建模，针增刊于沛等：典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究对一回路冷管段英寸（）小破口、阀门误开启、直接注入（）管线双端断裂、一回路冷管段 英寸（）小破口这种典型事故，研究种典型事故下 对一回路压力、包壳温度、非能动安注流量和喷洒器喷放状态等的影响。计算模型建立本文拟采用 系统瞬态行为分析程序进行种典型事故下 运行特性研究，该程序拥有泵、管线、分支、安注箱、阀门、分离器和控制系统部件等通用部件模型，以及再淹没传热、逆向流动限制（）模型、壅塞流、流道面积突变模型、交叉流模型、不凝性气体、气隙导热等特殊过程模型，可用来模拟轻水堆系统的冷却剂丧失事故（）、未能紧急停堆的预期瞬态（）、蒸汽发生器传热管破裂（）、主蒸汽管线破裂（）、给水丧失（）等事故及某些水蒸气系统的热工水力瞬态特性。中国先进压水堆主要包括反应堆冷却剂系统（）、二回路系统、非能动二次侧余热排出系统（）、非能动安注系统（）、等，系统的节点划分如图所示。堆芯用 个水力学部件和个热构件模拟，冷却剂从喷嘴 进入压力容器，从下降段 流入下封头 ，流经堆芯后从 流出压力容器。和 分别代表堆芯平均通道和热通道，用多接管部件 连接，进行质量、能量和动量的交换。和 为旁通通道。由条环路构成，形成“三进三出”的系统结构布置，每条环路由热管段、蒸汽发生器（）、主泵和 冷 管 段 组成，稳 压器位于环路上。由台 换热器、个换热水箱及相应阀门、管线组成，布置在每个环路的蒸汽发生器二次侧，以非能动的方式通过蒸汽发图某型号核电厂系统模型节点图 原子能科学技术第 卷生器导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热，降低一回路的温度和压力。的非能动水箱主要由全压补水箱、安注箱以及壳外承压水箱组成（依次相当于传统核电站的高、中、低压安注）。（）由并联的两组流道组成，每组流道又由列并联的卸压流道构成。其中 为大通径卸压流道，、为中等通径卸压流道，的节点划分如图所示。系统中包含的隔离阀，采用瞬开的 阀进行模拟；控制阀（卸压阀）采用马达阀 进行模拟；渐缩渐扩管、弯头等阻力件通过赋阻力系数于管路接管位置进行模拟。喷洒器的主管线采用 部件模拟，喷孔用阀门部件 模拟。图 的节点划分 小破口失水事故序列 的应用场景主要是小破口失水事故，因为小破口事故的破口尺寸小，再循环时排气的阻力大，只有打开 阀门（造成人为破口）协同排放才能降低一回路自然循环的阻力，为堆芯冷却提供充分的自然循环流量。按照破口面积划分，共有 种典型小破口事故会致使 开启，即 小破口事故、误开启事故、管线双端断裂事故、小破口事故。误开启事故指的是反应堆正常运行时开启个 阀门，而另一列 及 则根据运行条件依次开启。和 小破口事故是指与全压补水箱入口管线相连的冷管段底部发生破口，该类事故将不利于冷管段与全压补水箱之间循环的建立，延迟全压补水箱中气腔的形成，从而造成 的启动延迟。管线双端断裂事故是指与压力容器下降段相连的 管线发生双端断裂情况。管线作为非能动安全注射系统的一部分，起着连接堆芯和安注系统的作用，故 管线的断裂评估了核电厂在一半应急堆芯冷却系统可用容量的情况下，从破口中恢复的能力。在发生小破口事故后，电厂将以稳压器压力作为触发信号进行一系列系统动作。当压力低于稳压器压力低整定值 时，将使反应堆紧急停堆，主蒸汽隔离阀延迟后关闭。当达到稳压器压力低低整定值 时，将触发安注系统，使全压补水箱投入运行，同时主给水隔离阀关闭、主泵开始惰转。在收到 低液位信号后启动，将二次侧的热量通过 换热管传递给 换热水箱。全压补水箱内含硼水依靠重力进入压力容器，一回路冷管的热流体通过全压补水箱入口管线重新回到水箱顶部，实现再循环注射。当冷管段蒸汽进入全压补水箱时，水箱将从再循环阶段变为排水阶段，之后随着全压补水箱液位的下降，将依次触发 阀门。当任意一个全压补水箱液位下降至 后，阀门增刊于沛等：典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究打开，随后 和 在前一级开启后延迟 启动，当全压补水箱液位达到 时，阀门打开。当稳压器压力低于 时，安注箱隔离阀打开。当一回路压力低于 时，壳外承压水箱启动，对堆芯进行长期冷却。表列出各系统的触发条件和时间延迟。计算条件与结果以冷管段底部发生 小破口、冷管段底部发生 小破口、管线发生双端断裂、阀门误开启作为不同事故的起点，事故发生前反应堆在 额定功率下稳定运行，事故发生后各种系统的保护动作按事故序列设置，并在单一故障准则下假设 个 不启动。利用系统分析程序对典型事故进行模拟分析，得到小破口事故的事故进程及计算结果，列于表。从表可看出：在 管线双端断裂事故中投入最早，小破口事故中投入最晚；全压补水箱与安注箱在 小破口事故中投入最早，小破口事故中投入最晚；壳外承压水箱在 管线双端断裂事故中投入最早，小破口事故中投入最晚。结果分析 对一回路的影响图示出个典型事故下一回路压力的变化。图中，由于 属于两套独立的三级并联流道组成，为方便描述，本文中以 （）表示具体流道，其中代表两套管路，表示管路中对应的卸压流道。以图中 （）为例，该代号表示两套卸压管路同时开启第级卸压流道。由图可看出，一回路压力变化整体可划分为两个阶段。第阶段为破口引起的降压，该阶段发生在破口出现后，一回路压力迅速降低，直至下降到冷却剂温度对应的饱和压力后卸压速率放缓。第阶段为 启动引起的一回路降压。在第阶段降压过程中，种典型事故下一回路压力降压速率受破口面积影响，小破口事故的破口面积最大，其一回路卸压速率最快，管线双端断裂事故和 误开启事故 次之，小破口事故的一回路卸压速率最慢。在第阶段降压过程中，由于 启动信号基于任一全压补水箱水位高度，因此破口出现在 管线时，其中台全压补水箱相当于直 接对空排放，其水位下降最快，启动最表各系统的触发条件和时间延迟 功能触发条件时间延迟稳压器压力低停堆信号 稳压器压力低低安注信号 蒸汽发生器主蒸汽阀关闭稳压器压力低停堆信号 蒸汽发生器主给水阀关闭安注信号 主泵开始惰转安注信号 全压补水箱安注开始安注信号 隔离阀打开蒸汽发生器低液位信号 安注箱安注开始 阀开始打开任一全压补水箱水位下降至 阀开始打开 触发 阀开始打开 触发 阀开始打开任一全压补水箱水位下降至 且 触发 阀开始打开 触发 壳外承压水箱安注开始 压力低于 原子能科学技术第 卷表小破口事故的事故进程及计算结果 事件时间 误开启事故 小破口事故 管线双端断裂事故 小破口事故破口发生反应堆停堆信号 主蒸汽隔离阀关闭 安注信号 主给水隔离阀关闭 主泵开始惰转 全压补水箱隔离阀打开 隔离阀打开 安注箱隔离阀打开 阀门开始打开（正常环路）阀门开始打开 阀门开始打开 阀门开始打开 壳外承压水箱隔离阀打开 堆芯超温 误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图一回路压力变化曲线 早，即 管线双端断裂事故最早进入第阶段。对于其他种事故而言，进入第阶段的时刻受破口大小的影响，破口越大，越快进入第阶段。进入第阶段后，随着 的相继启动，一回路卸压速率逐步提高，最终达到壳外承压水箱注入压力（），低压安注投增刊于沛等：典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究入，堆芯进入长期冷却阶段。综合来看，造成种典型事故下一回路系统压力下降过程显著不同的主要原因有两点：）破口大小，在一回路第阶段降压过程中，破口越大，一回路降压速率越快，越早进入一回路第阶段降压过程；）破口位置，在一回路第阶段降压过程中，的启动将直接影响一回路卸压速率。由于 管线双端断裂事故的破口位置出现在 管线，最早启动，此时一回路压力仍然较高，一回路与 出口的高压差将进一步增大一回路卸压速率。但不管哪种典型事故，当前设计的 均能将一回路压力逐步降至低压安注投入压力，保障堆芯安全。图示出种典型事故下非能动安注系统注射流量的变化。从注射流量可看出，全压补水箱存在着流量抑制区，该区域是由于安注箱和全压补水箱共用一条注射管线，安注箱产生的强注射流抑制了全压补水箱的安注流量。对于 管线双端断裂事故及 小破口事故，一回路压力降低较快，流量抑制区出现更早，安注箱的注射流量激增，对安注管线的冲击较大。而对于 误开启事故及 小破口事故，其卸压速率较慢，流量抑制区出现较晚，安注箱的注射流量增长较缓，对安注管线的冲击较小。从表中个安注水箱和 投入时间可看出，除 管线双端断裂事故外其余种典型事故的高、中压投入时刻均早于 前三级的启动时刻，可见 前三级是不影响高、中压的投入。除了 小破口事故外其余 种典型事故的 启动时间均早于低压安注的投入时间，同时根据 的启动逻辑，的启动时间还受 前三级的影响，所以 （）主要影响低压安注的投入时刻，通过设置合适的 启动逻辑可以保证低压安注能够有序衔接中压安注。综上所述，不管发生哪种典型事故，条安注流量曲线基本覆盖了整个事故进程，可以将种非能动安注水箱有序衔接，保证事故进程中不会出现安注间断的情况。图示出个典型事故下包壳温度的变化。结合安注系统注射流量和包壳温度变化可看出，高、中压安注投入后，包壳温度均出现下降趋势，种典型事故下包壳的最高温度均未超过规定的限值（），随着低压安注的投入，包壳温度长期维持在 左右。所以在 误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图非能动安注系统注射流量曲线 原子能科学技术第 卷种典型事故中，使种非能动注射有序衔接，保证了包壳温度不超温，让堆芯始终处于安全状态。对喷洒器喷放状态的影响图示出典型事故下 喷洒器入口压力的 变化。从喷洒器入口压力曲线可看出，误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图包壳温度响应曲线 误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图喷洒器入口压力曲线 增刊于沛等：典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究启动后，喷洒器入口压力出现阶段性增加，阀门完全开启后压力达到最大值，之后压力开始下降。随着 的启动，喷洒器入口压力下降速度变缓，的启动使喷洒器入口压力进一步下降。运行期间，只有 小破口事故喷洒器入口压力始终低于临界压力，其余种事故喷洒器入口压力均能达到临界压力。图示出典型事故下排放水箱温度的变化。从排放水箱温度曲线可看出，误开启事故、小破口事故、管线双端断裂事故排放水箱均能达到饱和温度，小破口事故由于冷却剂大多从破口流失，的喷放量较少，水箱没有出现饱和的情况。结合喷洒器入口压力和排放水箱温度可看出，在 误开启事故、小破口事故、管线双端断裂事故中，排放水箱没有饱和前喷洒器均是以临界射流状态进行喷放，而保持稳定临界射流状态是避免喷放过程中产生喘振及冷凝震荡等现象的有效手段，当喷洒器入口压力低于临界压力时，水箱温度已经达到饱和温度，再次避免了上述现象对水箱及喷洒器结构造成的影响。对于 小破口事故，水箱没有达到饱和温度，喷洒器处于低速射流状态，因此在喷洒器设计时，需要注意 小破口事故下喷洒器处于低速射流状态所带来的影响。卸压流道设计对一回路的影响针对 两套卸压流道的设计，本文研究 原型设计工况（两组三列）与对比工况（一组三列）在典型事故下对一回路降压和包壳温度的影响。图示出典型事故下一回路压力和包壳温度的变化。从压力变化曲线可看出，事故发生后，原型工况与设计工况在 启动前一回路压力曲线完全重合，启动后两条曲线出现拐点，但曲线斜率不同，造成了两组工况下重合的一回路压力曲线出现分离。观察曲线不难发现，黑色曲线代表的原型设计斜率更大，红色曲线代表的对比工况斜率更小，这意味着原型工况一回路卸压速率更快，而造成这种差异的原因在于两套并联流道的系统设计能够降低系统的流动阻力，加快一回路卸压速率，使安注系统能够尽早投入，从而保证堆芯安全。在 误开启和 小 破口事故中 卸压占据主导作用，因此两种工况下的一回路压力曲线分离较为明显，管线双端断 误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图排放水箱温度曲线 原子能科学技术第 卷 误开启事故；小破口事故；管线双端断裂事故；小破口事故图一回路压力及包壳温度曲线 裂和 小破口事故中 卸压不占主导作用，因此两种工况下的一回路压力曲线基本重合；当系统进入 运行阶段时，两种工况下 的 压 力 曲 线 迅 速 重 合，一 回 路 卸 压 由 主导。综合来看，不论那种工况，均能将一回路压力降至壳外承压水箱注入压力，从而保证低压安注的顺利投入。包壳温度变化与压力变化趋势基本一致，整个过程中包壳温度均未超过规定的限值，堆芯处于安全状态。两种工况下一回路压力和包壳温度均能以不同的速率降下来，不论哪种工况一回路压力均能降至低压安注投入压力，进而保证包壳不超温，因 此 两 套 独 立 卸 压 流 道 的 布 置 具 有 的冗余度，即使其中一套 卸压流道不能正常工作，另一套系统仍能保证堆芯安全。结论本文以中国先进压水堆为研究对象，分析了在种典型的 触发事故下 对一回路的影响，并对喷洒器的喷放状态进行研究，得到的结论如下。）在 发 生 典 型 触 发 事 故 后，通 过 可将一回路压力降至壳外承压水箱的投入压力，并使种非能动水箱有序注射，保证包壳温度不超温。）在 误开启事故、小破口事故、管线双端断裂事故中，喷洒器均能保持较长的临界射流状态，避免高温高压蒸汽直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡等现象。而 小破口事故喷洒器始终没有达到临界射流状态，在喷洒器设计时需要注意 小破口事故下低速射流所带来的影响。）的两套独立卸压流道设计具有 的冗余度，即使其中一套 卸压流道不能正常工作，另一套系统仍然能够保证堆芯安全。本文结果可为 管路改进和喷洒器设计提供理论与数据基础，同时对核电厂的安全运行也具有重要意义。参考文献：林诚格非能动安全先进压水堆核电技术北京：原子能出版社，：黄雄，吕雪峰，李依霖，等 核电厂自动卸压系统功能分析热力发电，（）：，（）：，（）王伟伟，苏光辉，田文喜，等 自动降压系统误开启事故仿真分析原子能科学技术，（）：，增刊于沛等：典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究 ，（）：（）王建平 自动卸压系统第、级优化研究上海：上海交通大学，吴广浩，陆道纲，张钰浩，等 自动泄压系统蒸汽喷放实验研究第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室 年度学术年会论文集 出版地不详：出版者不详，：，：，：，：，：，：原子能科学技术第 卷