马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀
【摘 要】压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容.本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险.计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升.通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1 204℃的限值. 【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2019(053)006
【总页数】8页(P1036-1043)
【关键词】压水堆;大破口失水事故;安全分析;RELAP5
【作 者】马胜超;银华强;何学东;李俊;孟颖超;杨星团;姜胜耀
【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;中国核动力研究设计院核动力设计研究所,四川成都 610231;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,先进核能技术协同创新中心,先进反应堆工程与安全教育部重点实验室,北京 100084
【正文语种】智能开关柜中 文
【中图分类】TL364.4
失水事故(LOCA)是反应堆冷却剂系统压力边界破裂导致冷却剂流失，堆芯失去冷却的事故，
严重威胁反应堆的安全。在反应堆设计过程中，失水事故作为设计的基准事故，同时失水事故的安全分析也是核电站最终安全分析报告中必不可少的内容。1974年美国核管会(NRC)发布了轻水反应堆的LOCA分析基本准则，确立了应急堆芯冷却系统(ECCS)的验收准则，并于1975年写入10CFR50.46法规条文，与之相适应的LOCA分析写入了10CFR50的附录K[1]。在ECCS的验收准则中，最重要的指标是燃料元件包壳的峰值温度(PCT)不超过1 204 ℃。1988年NRC发布了修订的10CFR50.46规定，在认证级LOCA分析中，保守LOCA分析方法和现实LOCA分析方法均可接受，现普遍认为现实LOCA分析(如最佳估算+不确定性)可提供更大的PCT安全裕度[2]。
有关大破口失水事故分析的研究表明，在大破口发生时，堆芯一旦裸露，其对注水的时机非常敏感，如果时机不对反而会加速堆芯融化[3]。计算分析的主要目的是验证专用安全设施投入使用后燃料元件包壳的温度能否超过1 204 ℃的限值，判断堆芯是否发生沸腾临界，以及观察堆芯内含气率、冷却剂温度、流量等值的变化特性。
lsd文件国内外研究者[4-11]针对大破口失水事故进行了很多试验研究和计算验证。骆邦其[12]使用RELAP4/MOD7对秦山二期600 MW核电机组进行了双端断裂、冷热管段同时安注的大破
口失水事故计算分析，使用现实统计法程序CATHARE-GB对CPR1000的大破口失水事故进行了计算，其专用安全设施能满足安全性要求[13]。张龙飞等[14]使用RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象进行计算，分别对发生在冷管段和热管段的25 cm大破口失水事故进行了计算，计算结果表明冷管段破口较热管段破口更为严重。ca1170
本文针对西屋公司Zion-1压水堆核电站的大破口失水事故进行分析计算，在RELAP5参考文件的模型中增加热管通道，通过改变破口尺寸确定燃料包壳温度达到最高时的破口尺寸，计算最危险状态下的燃料包壳温度变化、冷却剂温度变化、堆芯含气率变化等，以期验证反应堆专用安全设施对于大破口失水事故的保护作用，为反应堆安全设计、安注和喷淋设施的动作提供参考。
1 RELAP5建模与计算验证乔姆斯基
1.1 RELAP5建模
Zion-1压水堆核电站是西屋公司设计的4环路压水堆。该反应堆于1973年12月建成并投入商业运行，1998年2月退役[15]。该反应堆的各项参数列于表1。
本文使用RELAP5/MOD3.2进行计算分析，冷管段大破口失水事故建模的节点图如图1所示。对Zion-1压水堆核电站进行建模，模型包括147个控制体、142个接管和84个热构件。建立了2个冷却剂环路，其中1个为破口环路，破口发生在此环路的冷管段。为简化系统，将未发生破口的3个环路合三为一，称为完整环路。完整环路的控制体编号从100到194，破口环路的控制体编号从200到294，热构件用来模拟燃料棒、蒸汽发生器U型管、压力容器、堆内构件等。破口的节点图如图2所示，503阀门连接212和214控制体，用502和505阀门的流通面积模拟破口的尺寸，冷却剂分别喷放到控制体500和501中。当发生单一破口时，502阀门关闭，503和505阀门打开，冷却剂喷放至500中；当发生冷管段双端断裂事故时，503阀门关闭，502和505阀门打开，安注系统和辅助给水系统连接在214处。堆芯的冷却剂平均管通道由335控制体表示，所以使用与335并联的370控制体表示热管通道，取热管因子为1.4。
表1 反应堆参数Table 1 Parameter of reactor参数数值环路数4反应堆热功率,MW3 600电功率,MW1 040一回路系统压力,MPa15.57二回路系统压力,MPa4.83稳压器压力(低),MPa12.82稳压器压力(低低),MPa12.62稳压器释放压力,MPa16.2堆芯入口温度,℃290堆芯出口温度,℃316堆芯冷却剂流量,kg/s18 395冷却剂旁流流量,kg/s30热管冷却剂流量,k
g/s0.68热管因子1.4安注箱压力,MPa4.14安注箱容积,m392.46辅助给水初始流量,kg/s344.88
1.2 事故瞬态和安全系统动作序列
在破口发生前，反应堆系统处于平衡状态，堆芯产生的热量能通过二回路系统载出。破口发生后，反应堆迅速停闭，由于裂变产物的衰变，堆芯仍有一定的功率，如果不及时将这部分热量载出，堆芯将有被烧毁的危险。停堆信号发出后，安注系统、辅助给水系统等向堆芯注入过冷水，通过与热组件之间的换热带走热量。大破口后的蒸汽发生器处的传热方向取决于一、二回路的相对温度，为防止向二回路持续地传入热量而导致压力升高，主蒸汽管道阀门关闭，以限制二回路压力。安注信号触发了给水隔离的信号，通过触发关闭主给水隔离阀的信号实现给水隔离。
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大破口发生后反应堆将经历喷放、再灌水、再淹没、长期冷却4个阶段[13]。反应堆运行在15.6 MPa的高压下，一旦压力边界出现破口，冷却剂迅速从破口向外喷放，同时伴随闪蒸现象，喷放所造成的冲击波将对堆芯造成损坏。随着压力的持续降低，堆芯冷却剂流向出现反转或停滞，这将导致传热恶化，堆芯发生沸腾换热，产生大量蒸汽阻碍冷却水的注入，
这段时间是堆芯非常危险的时间。随着蒸汽的溢出，冷却水再次灌入堆芯，重新将堆芯淹没，燃料包壳温度将再次下降。冷却水持续淹没堆芯从而达到长期冷却的目的。
图1 冷管段大破口系统节点图Fig.1 System node diagram of large break in cold-leg section
图2 冷管段破口节点图Fig.2 Node diagram of break in cold-leg section
当反应堆触发安全停堆信号时，一回路冷却剂泵关闭，并持续惰转一段时间，主泵的惰转在一定程度上起到缓解事故的作用，RELAP5/MOD3.2中有完整的主泵惰转程序，能模拟主泵惰转的过程[16]。当系统压力降到一定值时，驱动压头无法克服流动阻力，则堆芯下降段的流动将停止。堆芯冷却依靠堆芯补水箱和辅助给水系统从冷管段入口给入，水从堆芯上部流下淹没堆芯，实现对堆芯的冷却。破口事故时，反应堆各系统动作的时间序列列于表2。
表2 系统动作序列Table 2 Action sequence of system系统动作动作时间或条件时间零点0.0 s破口发生0.01 s触发停堆信号系统压力<12.82 MPa引入衰变功率序列停堆信号后3.4 s
ntc训练主蒸汽阀门关闭停堆后1.0 s主给水阀门关闭停堆后10 s触发安注信号系统压力<12.62 MPa安注系统投入安注信号后5.0 s辅助给水投入安注信号后14.0 s
1.3 验证程序计算的正确性
RELAP5/MOD3的用户手册中针对Zion-1压水堆核电站的10 cm中破口事故进行了计算分析[17]，堆芯内平均管燃料包壳的温度无法表示堆芯中最高的温度，本文在原来模型的基础上增加了堆芯热管通道。因此需要验证模型计算的准确性。
计算了冷管段10 cm中破口失水事故，计算结果与用户手册中数据[17]的对比如图3所示。可看出，一、二回路系统压力的计算结果符合很好，破口喷放的流量计算的整体趋势符合较好，说明增加热管通道后的计算结果与无热管时相差不大，该模型能用于大破口失水事故的计算。
a——一回路压力；b——二回路压力；c——破口流量图3 计算结果对比Fig.3 Comparison of calculation results
2 计算结果分析
2.1 破口尺寸的影响
大破口发生后，压力降低从而触发停堆信号，反应堆迅速停堆，然后依靠衰变产生剩余的功率，RELAP5中有完整的点堆功率计算模型，计算得到的堆芯功率的变化趋势示于图4。
分析的破口发生在一回路主管道冷管段，通常把相当于主管道截面积10%作为大破口和中破口的分界[18-19]，本文Zion-1压水堆核电站主管道截面积为0.31 m2，对应于截面积10%的破口尺寸为19 cm。由反应堆热工水力知识可知，燃料棒中心靠上处的温度最高，将计算模型中代表燃料元件包壳的热构件划分为轴向6个节点、径向17个节点，取节点(轴向4，径向1)的温度作为包壳温度的代表。对比计算冷管段破口直径为20、30、40、50 cm以及冷管双端断裂时堆芯处燃料包壳温度的变化，以出最危险的破口尺寸，如图5所示。可看出，当发生双端断裂时，燃料包壳温度的峰值最大，且包壳维持较高温度的时间也最长，说明双端断裂时反应堆最危险，需要重点分析。
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