AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

乔雪冬，安婕铷，贾 斌，孙 微，靖剑平，张春明

（环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082）

AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

乔雪冬，安婕铷，贾 斌，孙 微，靖剑平＊，张春明

（环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082）

基于最佳估算程序RELAP5／MOD3.3，对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析，得到了自动泄压系统（ADS）阀门误启动事故下，系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明：AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。

AP1000；RELAP5；自动泄压系统

自三哩岛事故和切尔诺贝利事故以来，很多新型反应堆在设计上采用非能动安全系统。AP1000是美国西屋公司开发的第3代压水堆，采用了非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统和非能动安全壳喷淋系统。非能动安全系统大量运用自然循环、重力等自然驱动力来缓解事故，不涉及能动设备，从而增加了安全可靠性［1］。考虑到AP1000非能动核电厂的特性，重点关注非能动专设安全设施的性能，对于冷却剂丧失事故，选取了自动泄压系统（ADS）阀门误启动导致的失水事故进行分析和验证，该事故是名义直径为101mm的ADS第1级阀门误启动导致的反应堆冷却剂丧失事故。

本文利用RELAP5／MOD3.3程序，计算反应堆冷却剂系统在只有ADS阀门排放面积有效而无其他破口的情况下，排放面积是否足以使反应堆冷却剂系统完全降压，并在堆芯发生裸露前达到内置换料水箱（IRWST）注射的条件，考验非能动安全堆芯冷却系统在较小卸放量的情况下反应堆的安全性，并将计算结果与西屋公司的计算结果进行对比。

1 事故描述

小破口事故过程中，当核电厂冷却剂系统降压至稳压器低压力整定值时，将触发反应堆停堆信号。当达到稳压器低压力安注整定值时，将产生S信号，并触发非能动堆芯冷却系统。非能动堆芯冷却系统包括2个堆芯补水箱（CMT）、2个安注箱（ACC）、1个内置换料水箱和非能动热交换器（PRHR）。CMT可在系统压力下运行，发生小破口事故后，CMT将提供高压安注，CMT与ACC和IRWST共用一条注射管线，其充满含硼水，以提供停堆裕量。在CMT内较冷水的重力压头为CMT提供注射驱动力，CMT所处位置高于反应堆冷却剂系统环路，且每个CMT设置一条由冷管段到补水箱顶部的压力平衡管线。加压的ACC可为冷却剂系统提供另外1个含硼水源。一旦由于失水或ADS投入而使反应堆冷却剂系统充分降压，ACC即会投入。IRWST为长期冷却提供另1个水源，为实现来自IRWST的注水，反应堆冷却剂系统压力必须降至高于安全壳压力约0.09MPa的压力值，在小破口事故下若要达到此压力，需启动ADS。

若产生一个假的ADS触发信号导致2个名义直径为101mm的ADS第1级阀门开启，102%额定功率运行的核电厂由误启动的阀门处产生冷却剂泄漏，导致系统降压。假设仅有与安全相关的系统处于可运行状态，反应堆自动保护动作如下：延迟70s后，ADS第2级阀门将会开启；再延迟120s后，ADS第3级阀门开启，当CMT水位降至20%时，与热管段相连的ADS第4A级阀门将会接收到开启信号；再延迟60s后，两台ADS第4B级阀门将开启。根据单一故障准则，假设第4A级阀门由于单一能动失效而无法开启。当反应堆冷却剂系统压力降到IRWST注入压力时，来自IRWST的流量继续保持，堆芯处于可冷却状态［2］。IRWST的投入保证非能动系统可为事故后期提供长期有效的冷却，本工作计算的时间包括所有非能动安全设施的动作序列，以验证核电厂事故堆芯冷却能力，对于长期冷却阶段的事故发展，根据计算结果的趋势和长期再循环的设计可做定性推测，本文不再进行详细计算。

2 分析模型的建立

本文利用RELAP5／MOD3.3，依据ADS阀门误启动事故的特点，将核电厂做结块划分，AP1000反应堆系统节点如图1所示。

模型共设置两个回路，每个回路由1个热管段、2个冷管段、2台屏蔽泵和1台蒸汽发生器组成。整个堆芯部分用38个水力学控制体进行模拟，具体部件号和水体描述列于表1。

表1 堆芯水力学控制体描述Table 1 Description of hydraulic components for reactor core

图1 AP1000反应堆系统节点Fig.1 Nodalization for AP1000system

平均通道轴向高度分为20个结块，旁流通道轴向高度分为6个结块［3］。整个堆芯共设置进出口旁通、堆芯旁通及上封头旁通3个旁通通道，依据保守假设，旁通流量占总热工设计流量的5.9%。

3 计算分析和讨论

本文计算得到的事故序列列于表2，与美国西屋公司采用NOTRUMP程序计算［4］的相比，两个分析结果所得事故序列发展趋势基本一致，差异较小。

始发事件为两个ADS第1级阀门误启动，系统压力随之降低，由稳压器低压力信号触发反应堆停堆、反应堆冷却剂泵停运，并触发安注信号。在触发反应堆停堆信号后，汽轮机截止阀将开始关闭。在达到S信号的压力整定值后5s，主给水隔离阀将开始关闭。由于ADS阀门的开启和反应堆停堆引起的堆芯功率下降，将导致主回路系统压力迅速降低（图2），在RELAP5／MOD3.3与NOTRUMP计算的结果中，压降的分布规律基本一致。由于流体流向开启的ADS流道，将导致稳压器快速充水。图3为稳压器水位的变化过程，通过对比计算结果可发现，两者具有相同的变化趋势，NOTRUMP计算的初期水位即达到一个较高值并保持稳定，而RELAP5／MOD3.3的计算结果显示一定的水位震荡，反映事故初期在高压喷放条件下的两相流动瞬态特性，更符合真实物理过程。

表2 事故序列Table 2 Sequence of event

图2 反应堆冷却剂系统压力Fig.2 Pressure of reactor coolant system

图4为通过ADS第1～3级阀门的液相和气相喷放流量，可看出，两者在破口液体排放量上差别较大。NOTRUMP的计算结果显示，初期较短时间内液体喷放量较高，152s时达920kg／s，随后迅速降低至与RELAP5／MOD3.3的计算结果相同，这将导致初期液体损失量相对增加，是较保守的结果，而同时刻RELAP5／MOD3.3的计算结果仅约149kg／s，但两程序对气相喷放流量的计算结果符合很好，其主要原因是两程序对液体夹带的两相流模型的处理方式不同，NOTRUMP偏重对更多质量的液相泄漏的模拟，而RELAP5／MOD3.3则选用基于最佳估算方法的计算模型。

图3 稳压器水位的变化过程Fig.3 Change process of pressurizer level

图4 ADS第1～3级阀门液相（a）和气相（b）排放流量Fig.4 Discharges of liquid（a）and vapor（b）for ADS1-3

图5 CMT（a）和ACC（b）注射流量Fig.5 Injection rate of CMT（a）and ACC（b）

破口的喷放过程直接导致反应堆冷却剂系统的快速降压，CMT隔离阀将由安全注射信号开启，开始冷水循环（图5a）。主回路系统压力降至低ACC压力，将会使ACC的止回阀开启并使ACC开始注水（图5b），直至排空。随主回路系统的压力降低，ADS的流量减小。由图5可看出，两程序对注射流量的计算结果符合较好。

当CMT水位降至ADS第4级阀门开启整定值时，与热管段顶部相连的两个ADS流道中的1个（环路1）将开启，并开始排放流体。在30s后，环路1的第2个流道将开启，环路2的ADS第4级阀门流道也同时开启。两程序对ADS第4级阀门排放量的计算结果出现较大差异（图6a），RELAP5／MOD3.3计算结果显示此处以平均20kg／s左右的排放速度泄漏，而NOTRUMP计算结果为40kg／s以上（图6b），造成这种差异的主要原因是两种程序对液体夹带量计算模型的选择不同，NOTRUMP模型倾向于导致更大泄漏量的保守计算，但也将使反应堆系统更易降压至安全壳压力而提早触发IRWST注射，因此，RELAP5／MOD3.3对ADS阀门释放量的计算结果虽与NOTRUMP的差别较大，但导致反应堆系统压降变慢及IRWST的延迟注射，从安全分析的角度考虑仍具有一定参考意义。

图6 ADS第4级阀门积分流量（a）和流量（b）Fig.6 Integrated discharge rate（a）and discharge rate（b）of ADS4

需特别指出的是，ADS阀门夹带问题涉及到不同系统程序对夹带水位模型与夹带速率模型的选择，国内外专家对RELAP5／MOD3.3中夹带水位模型进行了分析评估工作，结论是RELAP5／MOD3.3采用的模型与NOTRUMP模型及其他实验拟合模型相比，较高地估计了开始夹带时液体表面到容器顶部的距离，因此导致了RELAP5／MOD3.3对ADS第4级阀门排放流量计算的误差［5］。NOTRUMP程序对控制体的不同状态采用不同的临界流模型。当上游处于过冷状态时，采用修改的Zaloudek过冷临界流模型；当上游节点处于饱和态时，则调用两相临界流模型，NOTRUMP在破口处使用Moody模型，这符合10CFR50及附录K的要求，因为这样会导致系统早期水装量更低，计算结果更保守。而RELAP5／MOD3.3过冷临界流模型采用Henry-Fauske模型，上游出现气泡即认为进入两相临界流。目前对于此类问题较准确的计算模型尚无定论，分析时应尽量参考不同模型的计算结果，结合同类型水力实验数据和工作经验，给出符合实际物理过程的结论。

图7 IRWST注射流量Fig.7 Injection rate of IRWST

触动ADS第4级阀门流道将会导致ADS第1级至第3级阀门的流量减小。该流量的减小将会导致稳压器水位降低，使ADS第1级至第3级阀门开始仅排放蒸汽。当系统压力因ADS第4级阀门的排放而达到充分降压时，IRWST将开始依靠重力驱动进行注水（图7），事故后期，注射流量超过ADS排放流量，且系统水装量（图8）开始缓慢回升，堆芯未出现裸露。由图8可知，事故前期两程序对ADS第1～3级阀门泄漏量的计算不同，RELAP5／MOD3.3计算的水装量在快速下降阶段后，保持相当高的水装量缓慢下降，后期则由于ADS第4级阀门泄漏量的差异，RELAP5／MOD3.3计算的水装量相对高，但水装量变化趋势相同，且最小水装量都未低于限值。由于事故过程中堆芯冷却得到有效的保障，燃料包壳得到较充分的冷却，温度不会超过限值（图9）。

图8 堆芯水装量Fig.8 Inventory of reactor core

图9 包壳平均温度Fig.9 Cladding average temperature

4 结论

本文利用RELAP5／MOD3.3程序完成了AP1000核电厂ADS误动作失水事故的计算，并与美国西屋公司的计算结果进行了对比。证明了ADS系统可使反应堆冷却剂系统降压，实现IRWST注射，堆芯将保持淹没状态，不会发生燃料包壳过热现象，AP1000核电厂设计性能可满足安全需要。

计算模型的不同使两种分析结果在局部事故过程上存在差异，但趋势一致，对事故后果的判断相同，可得出相同的事故评价。在今后的工作中，将采用理论与实验相结合的方法，对ADS阀门泄漏的物理过程进行进一步研究。

［1］ 林诚格.非能动安全先进压水堆核电技术［M］.北京：原子能出版社，2008：29-30.

［2］ 俞尔俊，李吉根.核电厂核安全［M］.北京：原子能出版社，2010：125-132.

［3］ RELAP5／MOD3.3code manual［M］.America：Information Systems Laboratories，2004.

［4］ SEGALA J P.Final safety evaluation report related to certification of the APl000standard design，NUREG-1793［R］.America：Nuclear Regulatory Commission，2004.

［5］ 徐财红，史国宝.RELAP5／MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究［J］.原子能科学技术，2014，48（2）：291-297.

XU Caihong，SHI Guobao.Applicability research of RELAP5／MOD3.3for small break loss of coolant accident of NPP with passive safety system［J］.Atomic Energy Science and Technology，2014，48（2）：291-297（in Chinese）.

Calculation of Inadvertent Actuation Accident of Automatic Depressurization System for APl000Nuclear Power Plant

QIAO Xue-dong，AN Jie-ru，JIA Bin，SUN Wei，JING Jian-ping＊，ZHANG Chun-ming
（Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Environmental Protection，Beijing100082，China）

Based on the best estimate program RELAP5／MOD3.3，the reactor coolant system and the passive core cooling system of AP1000nuclear power plant were modeled and analyzed.Some transient parameters of automatic depressurization system（ADS）inadvertent actuation accident were obtained，including system pressure，break discharge，system inventory，etc.The result was compared with the result generated by NOTRUMP code from Westinghouse，and the difference between them was discussed.It is proved that the passive safety system of APl000nuclear power plant can effectively lower the temperature and reduce the pressure of the primary loop，and also can prevent core overheating.The safety of AP1000nuclear power plant during the accident caused by inadvertent actuation of ADS was verified.

APl000；RELAP5；automatic depressurization system

TL33

：A

：1000-6931（2015）05-0852-06

10.7538／yzk.2015.49.05.0852

2014-03-31；

2014-06-18

大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项资助项目（2013ZX06002001）

乔雪冬（1979—），男，内蒙古呼伦贝尔人，高级工程师，博士，核反应堆热工水力与安全分析专业

＊通信作者：靖剑平，E-mail：jingjianping＠chinansc.cn