先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

杨灵均，冷 洁，毕树茂，邓 坚，刘 余，朱大欢，蒋孝蔚

(中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041)

目前世界上大部分的商业核电站堆型均为压水堆，经过数十年的发展，压水堆技术已经成熟，在安全方面做了大量的改进，安全系统的设置变得越来越多越来越复杂。国际原子能机构(IAEA)1991年出版的“先进核电厂的安全相关项”以及1992年召开的“未来的核安全策略”会议上都提到了采用非能动安全特性是简化安全系统并增强可靠性的一种有效途径[1]。为了增强反应堆的可靠性、经济性和安全性，各国均致力于大量采用非能动特性的先进轻水堆的研究。先进轻水堆采用非能动设计来简化安全系统和提高安全性能，主要的堆型包括西屋公司设计的先进压水堆AP600[2]及AP1000[3]、通用电力公司设计的先进沸水堆SBWR和ESBWR、俄罗斯的先进压水堆WWER-640/V-407 和WWER-1000/V-392系列、中国的“华龙一号”、韩国的先进压水堆APR1400等新堆型。在这些新堆型中，大量采用自然循环、重力驱动等非能动特性来执行安全功能，有效地增强了反应堆的安全性和可靠性。

先进压水堆采用了大量的非能动特性设计，其中的非能动安全壳冷却系统作为最终热阱，在事故后以钢制安全壳为换热面将一回路向安全壳释放的能量传递到环境中，因此事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全，而其又与一回路的质能释放密切相关，而质能释放又受一回路系统非能动系统的影响，因此需要将非能动安全壳冷却系统和一回路系统进行耦合分析。以往的质能释放分析和安全壳响应分析分别采用系统程序和安全壳分析程序独立分析[4][5]。这样的分析方法对于传统压水堆已经足够，并且能够得到保守的结果。但是对于采用了大量非能动特性的先进压水堆，事故进程中一回路的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合，因此，需要将计算质能释放的系统程序和计算安全壳响应的安全壳程序进行耦合分析，以期了解先进压水堆的非能动特性带来的影响。

本文针对先进压水堆核电站非能动安全壳冷却系统进行研究，通过非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析，研究大破口失水事故下一回路系统和安全壳的瞬态响应特性，从而了解各非能动系统在事故工况下的相互影响。

1 大破口失水事故进程

大破口失水事故发生后稳压器压力开始下降，当低于稳压器压力低整定值时触发紧急停堆信号触发停堆。当稳压器压力达到稳压器压力低安注整定值时，相继触发堆芯补水箱投入、非能动余热排出系统投入，自动卸压系统第1、2、3级阀门根据堆芯补水箱水位信号相继自动开启，使一回路的压力更快地下降。当一回路压力下降到安注箱的初始压力时，安注箱开始向一回路注入含硼水。当堆芯补水箱水位继续下降，自动卸压系统第4级阀门开启。自动卸压系统第4级阀门开启信号触发换料水箱注入阀开启，一旦反应堆下降段压力低于换料水箱注射压力时，换料水箱开始向反应堆注入。当换料水箱的水排空后，流到安全壳下部的水借高位差重新通过压力容器直接注入管线进入堆芯，受热后形成的蒸汽和两相混合物通过自动卸压系统阀门排出进入安全壳并在安全壳壁面处冷凝，冷凝水再回到安全壳下部，由此建立非能动安全壳冷却系统自然循环，以持续地冷却反应堆。

大破口失水事故由于破口有足够能力排出堆芯衰变热，因此非能动余热排出系统的带热作用对事故进程来说不重要。由于大破口失水事故后RCS压力快速降低至安注箱初始压力，安注箱的注射水在安注总管内建立的压头高于堆芯补水箱的重力注射压头，因此安注箱先于堆芯补水箱进行注射。随着安注箱注射流的减少，堆芯补水箱才开始投入注射。

2 耦合分析方法

非能动安全壳冷却系统瞬态特性研究采用反应堆冷却剂系统分析程序和安全壳系统分析程序开展耦合分析，主要针对主管道双端剪切大破口失水事故展开研究，研究分耦合计算和单独计算两种。

一回路系统和非能动安全壳冷却系统之间的耦合点包括：破口质能释放数据、自动卸压系统第4级阀门质能释放数据、破口背压反馈、自动卸压系统第4级背压反馈、换料水箱压力反馈。

3 大破口失水事故下耦合特性研究

本节针对冷段双端剪切断裂大破口失水事故展开耦合计算和单独计算分析，并进行对比研究，以了解事故后各系统之间的相互影响。

3.1 一回路耦合特性分析

图1给出了耦合计算和单独计算下冷段双端断裂大破口失水事故后堆芯水位随时间的变化曲线。在系统压力较高的情况下，破口处于临界流状态，此时破口流量不受背压变化的影响，因此，反应堆冷却剂系统各主参数在事故初期耦合计算和单独计算结果一致。当系统压力持续下降，破口流量不再处于临界流状态，此时破口泄漏流量受背压的影响。在单独计算时，破口背压由时间相关控制体模拟为常压，在耦合计算时，破口背压随安全壳压力变化而变化，背压对破口流量及系统主参数的影响因边界条件的不同而存在差异。当破口泄漏流量不再处于临界流状态时，耦合计算中破口背压高于单独计算，系统压力与破口压力之差小于单独计算，因此，破口流量小于单独计算，从而造成系统压力高于单独计算。事故初期由于破口喷放堆芯很快排空，安注箱先于堆芯补水箱投入，堆芯水位迅速回升，当安注箱排空后，堆芯补水箱开始往堆芯注水。自动卸压系统依次打开持续降低系统压力， 自动卸压系统第4级打开的同时触发换料水箱注入阀开启，当下降段压力低于换料水箱注入压头时，换料水箱开始向堆芯注水，耦合计算中换料水箱注入流量高于单独计算，同时由于系统压力比单独计算高，从而堆芯平均温度比单独计算高。

图1 大破口失水事故堆芯水位单独计算和耦合计算结果对比Fig.1 Comparison of independent calculationand coupling calculation results of core level inlarge break LOCA

图2给出了耦合计算和单独计算下的破口背压的比较。40 s以前破口处于临界流状态，耦合计算和单独计算得到的破口流量差异不大。此后，由于耦合计算下系统压力与破口背压的压差小于单独计算，因此环路侧的破口流量比单独计算小；而容器侧由于耦合计算堆芯水位高于单独计算，由压力波动造成的流量大于单独计算。因此，破口流量在实际情况下受背压影响较大。

图2 大破口失水事故破口背压单独计算和耦合计算结果对比Fig.2 Comparison of independentcalculation and coupling calculation resultsof break back pressure in large break LOCA

图3给出了耦合计算和单独计算下的非能动余热排出系统换热功率。40 s之后由于破口背压变化的影响，系统压力比单独计算高，冷却剂温度也因此偏高，从而，非能动余热排出系统的换热功率高于单独计算。2 000 s左右，换料水箱的水位已经下降到换热小区间的顶部并持续下降，导致非能动余热排出系统的换热功率开始下降并接近于单独计算。

图3 大破口失水事故非能动余热排出系统参数单独计算和耦合计算结果对比Fig.3 Comparison of independent calculation andcoupling calculation results of passive residualheat removal system parameters in large break LOCA

图4给出了耦合计算和单独计算下非能动堆芯冷却系统安注流量的变化和对比，由于破口较大，系统压力迅速下降，当安注箱投入后，耦合计算得到的系统压力已经高于单独计算，安注箱的注入流量会低于单独计算，排空时间也更长。由于安注箱的注射水在安注总管内建立的压头高于堆芯补水箱的重力注射压头，安注箱排空后堆芯补水箱才能投入，从而耦合计算下堆芯补水箱开始注入的时间晚于单独计算。而依靠堆芯补水箱水位信号来触发的自动卸压系统也相应地较晚开启，进而影响到换料水箱的投入时间，最终，耦合计算下的换料水箱开始注入时间比单独计算晚了110 s。同时，由于系统已经充分降压，耦合计算下系统压力与背压的差值仅比单独计算高一点，因此，耦合计算下换料水箱注入流量仅比单独计算大了10 kg/s左右。

图4 大破口失水事故换料水箱注入流量单独计算和耦合计算结果对比Fig.4 Comparison of independent calculationand coupling calculation results of RWST injectionflowrate in large break LOCA

对于耦合计算和单独计算下的自动卸压系统排放量的变化情况，由于耦合计算下系统压力与安全壳压力(换料水箱压力)的压差小于单独计算，自动卸压系统第1～3级向换料水箱的喷放流量要小于单独计算。而耦合计算下堆芯补水箱注入的延迟导致了自动卸压系统第4级的延迟开启，系统压力和背压的差值与单独计算差异不大，从而自动卸压系统第4级流量与单独计算差不多，但波动较大。同时，耦合计算下冷却剂平均温度高于单独计算，从而自动卸压系统第4级喷放的冷却剂焓值比单独计算高。整个大破口事故进程中，耦合计算得到的自动卸压系统积分排放能量比单独计算高，但差异不大。

3.2 安全壳耦合特性分析

图5给出了冷段双端断裂大破口失水事故下安全壳穹顶压力在耦合计算和单独计算下的结果对比。大破口失水事故发生后，安全壳压力迅速上升至0.4 MPa，之后破口处于非临界流状态，耦合计算下破口喷放流量在40～2 000 s期间小于单独计算流量，导致安全壳压力也小于单独计算。此后，单独计算下破口流量和自动卸压系统第4级流量逐渐减小，非能动安全壳冷却系统持续导出安全壳内热量，安全壳压力和温度开始下降；但在耦合计算下，2 000 s时堆芯水位逐渐高于单独计算且接近冷段破口高度，此后压力波动导致的压力容器侧破口液相流量和温度均高于单独计算，这部分流量直接流入安全壳地坑，安全壳地坑水处于饱和状态，将安全壳压力和温度维持在高位，且高于单独计算的结果。因此，大破口失水事故前期，耦合计算得到的安全壳压力和温度峰值低于单独计算，但长期阶段安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。

图5 大破口失水事故安全壳穹顶压力单独计算和耦合计算结果对比Fig.5 Comparison of independent calculation andcoupling calculation of the containment domepressure in large break LOCA

4 结论

本文通过先进压水堆非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析，研究大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性，从而了解各非能动系统在事故工况下的相互影响。分析结果显示：

(1)失水事故下，耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排出系统排热功率、换料水箱注入时机和流量、自动卸压系统阀门流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异；

(2)大破口失水事故前期，耦合计算得到的安全壳压力和温度峰值低于单独计算，但长期阶段安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。