CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

张娟花，林继铭

(中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518026)

CPR1000核电厂未能紧急停堆的预期瞬态保护信号及缓解系统改进

张娟花，林继铭

(中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518026)

CPR1000核电厂发生丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)时，若温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的调节功能不能及时作用或丧失，存在一回路超压的风险。为降低瞬态过程中的一回路压力峰值，避免超压的风险，本文提出了瞬态过程中增设反应堆冷却剂泵停运的保护信号及缓解系统改进方案，并采用THEMIS程序进行改进方案的验证分析。结果表明，该改进方案可有效降低LOFW-ATWS事故下一回路压力峰值，消除一回路超压的风险。

未能紧急停堆的预期瞬态；超压；保护信号改进

对于CPR1000核电厂，在丧失正常给水-未能紧急停堆的预期瞬态(LOFW-ATWS)的超设计基准事故分析中，考虑了温度调节(R)棒组和功率调节(G)棒组的作用，分析结果为一回路压力峰值19.87 MPa[1]，小于反应堆冷却剂系统最大容许压力22.0 MPa，满足该事故的验收准则[2]。若考虑机组处于手动模式或调节棒组处于机械卡棒的状态，则R棒组和G棒组的调节功能不能及时作用或已丧失，此时瞬态分析过程中的一回路系统压力峰值将高于其最大容许压力22.0 MPa，存在一回路系统超压失效的风险。此外，概率安全分析(PSA)的结果也表明，此情况下导致堆芯损伤的概率(CDF)约为4.95×10-6/(堆·年)，属于对机组CDF贡献最大的事故序列。

作为超设计基准事故工况，需重点关注其潜在的导致堆芯损伤的风险，因此，需采取相应的缓解措施降低ATWS瞬态过程中的一回路压力，消除一回路超压的风险。本文参考国际上其他先进压水堆型的ATWS保护信号设计方案，并结合CPR1000机组的特点，提出ATWS保护信号及缓解系统改进方案，并结合ATWS进程进行方案有效性验证分析。

1 相关堆型的ATWS保护信号及缓解系统

1.1 CPR1000机组ATWS保护信号[3]

假设发生LOFW-ATWS事故时，当堆功率大于30%FP(2/2逻辑)时，若给水流量低于6%NF(2/3逻辑)，触发ATWS信号。ATWS缓解系统将触发汽轮机跳闸并及时启动辅助给水(ASG)。汽轮机跳闸将使反应堆功率整定为最终功率整定值，并依靠R棒组和G棒组的自动调节功能降低堆芯功率。辅助给水启动后向蒸汽发生器的注入流量约6%NF，防止蒸汽发生器烧干。上述ATWS信号对于调节棒组的调节功能有效情况下的LOFW-ATWS可起到有效的缓解作用，但当调节功能失效时，此信号不能完全消除一回路系统超压的风险。

1.2 EPR机组ATWS保护信号[4]

在EPR机组中，当LOFW-ATWS事故发生时，停堆信号(RT)叠加停堆棒高棒位信号触发ATWS信号。ATWS信号叠加SG低水位信号触发反应堆冷却剂泵停转，一回路冷却剂流量下降。堆芯功率降低减缓并控制一回路压力升高的趋势。此外，紧急注硼系统(RBS)将投入以保证长期工况下堆芯处于次临界状态。

1.3 AP1000机组ATWS保护信号[5]

AP1000机组发生LOFW-ATWS事故时，SG宽量程低水位信号触发多样化驱动系统(DAS)触发如下动作：汽轮机自动停机、反应堆冷却剂泵自动停运、堆芯补水箱(CMT)及非能动余热排出系统热交换器(PRHR HX)自动触发。

2 CPR1000机组ATWS保护信号及缓解系统改进方案

借鉴EPR、AP1000等机组ATWS缓解系统的方案，结合CPR1000机组的具体特点，提出如下ATWS保护信号及缓解系统改进方案：堆功率大于30%FP、叠加给水流量低于6%NF信号，触发ATWS信号；ATWS信号叠加SG低低水位信号(SG窄量程水位信号NR<15%)触发反应堆冷却剂泵停运；ATWS信号触发汽轮机脱扣、辅助给水启动，闭锁第3组排向凝汽器的释放阀(GCT-C)。改进后的ATWS保护系统方案如图1所示。本文将结合LOFW-ATWS事故进程对该改进方案的有效性进行分析和验证。

3 改进方案论证分析

3.1 分析方法

CPR1000机组LOFW-ATWS事故分析中，慢化剂温度系数、多普勒功率系数、多普勒温度系数等中子学参数采用SCIENCE V2[6]软件包计算；事故瞬变进程采用THEMIS V4.10[7]程序分析；堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)采用FLICAⅢ-F[8]程序计算。

3.2 功能假设

ATWS瞬变过程分析中假设：不考虑紧急停堆；考虑因机械卡棒或手动控制而导致R棒组和G棒组无法下插入堆芯(或未能及时下插)；考虑改进的ATWS保护信号及缓解动作，包括汽轮机脱扣、ASG启动、反应堆冷却剂泵停运等。

为验证反应堆冷却剂泵停运对事故缓解的效果，对冷却剂泵的停运时间进行敏感性分析，结果表明，瞬态事故发生后第67 s反应堆冷却剂泵必须停运才能有效地避免一回路系统超压。本文的验证分析即基于此时间假设。

图1 CPR1000机组ATWS保护信号及缓解系统改进方案Fig.1 Improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system for CPR1000 unit

3.3 验收准则

CPR1000机组LOFW-ATWS事故原有的验收准则为：在95%的堆芯寿期内，一回路系统压力峰值不超过其最大允许压力22.0 MPa。

考虑到增加ATWS保护改进方案后，瞬态过程中反应堆冷却剂泵停运后，一回路冷却剂流量减小，温度升高，将导致DNBR的裕量减小。因此，增加该改进后的事故验收准则除考虑原有准则外，还需考虑堆芯最小DNBR必须保持在相应的限值1.19[9]以上。

3.4 瞬态进程及分析结果

LOFW-ATWS分析过程表明，蒸汽发生器丧失正常给水导致蒸汽发生器水位急剧下降，二回路排出堆芯热量的能力降低，进而导致一回路系统的压力和温度大幅升高，以致稳压器满溢且先导式安全阀根据其设定阈值开启排放。在此过程中，辅助给水系统启动向蒸汽发生器注水；反应堆冷却剂泵停运，一回路冷却剂流量急剧下降，温度持续升高，从而使反应堆冷却剂的负反馈效应占据优势，堆芯反应性及功率下降；同时配合一、二回路间的换热增加，一回路系统压力及温度升高的趋势逐渐减缓并下降，稳压器水位下降，堆芯达到稳定可控的状态。该事故进程列于表1。

ATWS改进前及改进后的瞬态进程中的关键参数变化如图2所示。由分析结果可知：改进后，一回路压力峰值为20.8 MPa，未超过最大容许压力22.0 MPa，一回路系统的完整性无破坏的风险；最小DNBR为2.31，大于限值1.19，燃料的完整性无破坏的风险。事故分析结果满足LOFW-ATWS事故验收准则的要求。

表1 LOFW-ATWS事故进程Table 1 LOFW-ATWS accident process

4 结论

1) 由上述验证性分析结果可知，LOFW-ATWS事故下采用改进后的ATWS保护信号及缓解系统，充分利用堆芯中子学的负反馈效应可有效降低瞬态过程中一回路系统的压力，确保压力峰值低于其最大容许压力，堆芯的DNBR也完全满足其限值要求。该改进解决了CPR1000机组ATWS瞬态时一回路系统超压的共性问题。

图2 堆芯反应性、核功率、一回路系统压力及温度的变化Fig.2 Changes of core reactivity, nuclear power, primary pressure and primary temperature

2) 为验证反应堆冷却剂泵停运对限制一回路压力峰值的作用，本文计算中选取了冷却剂泵必须停运的最迟时间。实际上，根据ATWS信号及SG低低水位信号的触发时间，冷却剂泵停运信号将在事故发生后数秒内即会收到并执行，最短时间约小于8 s(考虑ATWS信号触发、仪控系统延迟等时间)，经分析可知，若此时冷却剂泵立即停运，事故缓解的效果更佳。

3) 初步PSA分析评估表明，采用此改进方案后，ATWS事故导致的堆芯损伤概率将下降至1.45×10-6/(堆·年)，相对降幅达71%。

4) 该改进方案中新增的反应堆冷却剂泵停运措施主要利用核电厂原有监测参数中的SG低低水位信号及ATWS信号叠加触发，未增加其他设备及监测信号，结构简单易行。目前，该改进方案已在阳江核电厂5、6号机组设计中实施。

5) 对于新建核电厂，可考虑图1中的ATWS保护信号及缓解系统设计；对于在运核电厂，除可考虑图1的逻辑结构外，还可进一步考虑简化方案，如仅ATWS信号直接触发冷却剂泵停运等的改进。该改进方案设计对于其他先进压水堆堆型，如ACPR1000、ACP1000、华龙1号等堆型均具有一定的参考价值。

[1] 蒋晓华，李贵杰. 宁德核电厂1、2号机组18个月换料专项未能紧急停堆的预期瞬态(ATWT)[R]. 深圳：中科华核电技术研究院有限公司，2009.

[2] VENNETTLLI D. GNPS 1 & 2 18 month fuel cycles anticipated transients without trip (ATWT)[R]. France: Framatome ANP, 2001.

[3] 广东核电培训中心. 900 MW压水堆核电站系统与设备[M]. 北京：原子能出版社，2007.

[4] TNPS 1 and 2 final safety analysis report[R]. France: Areva, 2012.

[5] 林诚格，郁祖盛，欧阳予. 非能动安全先进核电厂AP1000[M]. 北京：原子能出版社，2008.

[6] PAUCK S, BARBIER B. SCIENCE V2 nuclear code package, qualification report[R]. France: Framatome ANP, 2004.

[7] 欧阳勇. 宁德核电厂1、2号机组18个月换料专项THEMIS模型[R]. 深圳：中科华核电技术研究院有限公司，2008.

[8] JULLION M N. FLICA Ⅲ-F user’s manual[R]. France: Framatome ANP, 1999.

[9] 周洲，毛玉龙. 宁德核电厂1、2号机组18个月换料专项DNBR限值设计[R]. 深圳：中科华核电技术研究院有限公司，2008.

Improvement of ATWS Protective Signal and Mitigation System for CPR1000 Nuclear Power Plant

ZHANG Juan-hua, LIN Ji-ming

(ChinaNuclearPowerTechnologyResearchInstitute,Shenzhen518026,China)

At the event of loss of normal feedwater-anticipated transient without scram (LOFW-ATWS) in CPR1000 nuclear power plant, the primary loop overpressure risk may exist when the regulation functions of temperature regulation (R) rods and power regulation (G) rods cannot work timely or have lost. In order to reduce the peak value of primary pressure and avoid the overpressure risk in this transient process, an improvement scheme of ATWS protective signal and mitigation system by adding shutdown action of coolant pumps was proposed in this paper, and then THEMIS program was adopted to verify this scheme. The verification results indicate that the improvement scheme can effectively reduce the peak value of primary pressure and eliminate overpressure risk in LOFW-ATWS event.

ATWS; overpressure; protective signal improvement

2014-07-21;

2015-01-08

张娟花(1982—)，女，河南焦作人，高级工程师，硕士，从事核电厂安全分析及严重事故管理研究

TL364.4

A

1000-6931(2015)10-1811-04

10.7538/yzk.2015.49.10.1811