喻　娜，陳宏霞，張曉華，吳　鵬，張　丹（中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，成都　610213）

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核電廠喪失廠外電源對汽輪機(jī)事故停機(jī)的影響評價(jià)

喻娜*，陳宏霞，張曉華，吳鵬，張丹
（中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，成都610213）

摘要：本文采用保守的分析方法，評價(jià)了在巴基斯坦卡拉奇核電項(xiàng)目中喪失廠外電源對汽輪機(jī)事故停機(jī)的影響，包括對堆芯完整性及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性進(jìn)行評估。結(jié)果表明，堆芯最小偏離泡核沸騰比高于安全分析限值，一回路壓力峰值低于相應(yīng)的壓力限值，從而證明了該核電廠的設(shè)計(jì)可以確保汽輪機(jī)事故停機(jī)疊加喪失廠外電源事件的結(jié)果滿足安全準(zhǔn)則要求。

關(guān)鍵詞：汽機(jī)停機(jī)；喪失廠外電源；偏離泡核沸騰比；超壓

對于核電廠汽輪機(jī)意外停機(jī)的事件，當(dāng)汽輪機(jī)截止閥迅速關(guān)閉后，流往汽輪機(jī)的蒸汽流量將突降為零，設(shè)置在截止閥上的探測器檢測到汽輪機(jī)事故停機(jī)后，啟動(dòng)蒸汽旁路排放系統(tǒng)［1］。蒸汽流量突然消失，使得在瞬態(tài)初期反應(yīng)堆一、二回路的溫度和壓力迅速增加，如果蒸汽旁路排放系統(tǒng)和穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)正常發(fā)揮作用，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的溫度和壓力便不會(huì)增加很多。如果蒸汽不能旁路排放至冷凝器，則可通過大氣釋放閥排入大氣；如果蒸汽旁路排放系統(tǒng)失效，還可通過蒸汽發(fā)生器安全閥排放蒸汽［2］。

在以往對于汽輪機(jī)停機(jī)事件的分析中，對是否喪失廠外電源這一假設(shè)考慮相對較少［3］。本文根據(jù)10 CFR 50附錄A中GDC17的要求［4］，評價(jià)了喪失廠外電源對巴基斯坦卡拉奇核電項(xiàng)目汽輪機(jī)停機(jī)事件的影響，目的在于驗(yàn)證該瞬態(tài)的結(jié)果是否能夠滿足安全準(zhǔn)則的要求。汽輪機(jī)意外停機(jī)事件屬于中等頻率事件［5］，該瞬態(tài)的結(jié)果應(yīng)滿足的具體安全準(zhǔn)則包括：

（1）必須保證燃料元件的完整性；

（2）必須保證反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界的完整性。

對于是否滿足這兩個(gè)準(zhǔn)則，主要是關(guān)注事故過程中堆芯的最小偏離泡核沸騰比（Departure from Nuclear Beiling Ratio，簡稱DNBR）以及一回路系統(tǒng)壓力是否可以滿足相應(yīng)的準(zhǔn)則要求［6］，即需進(jìn)行堆芯完整性分析和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓分析。

1　堆芯完整性分析

堆芯完整性分析主要是評估堆芯的最小偏離泡核沸騰比是否高于安全分析限值。偏離泡核沸騰比為臨界熱流密度與實(shí)際熱流密度的比值，臨界熱流密度是指燃料元件發(fā)生燒毀時(shí)其表面的熱流密度。因此，在核電廠的設(shè)計(jì)中，為保證反應(yīng)堆的安全，應(yīng)確保在正常運(yùn)行、運(yùn)行瞬態(tài)及中等頻率事件情況下，偏離泡核沸騰比大于安全分析限值［7］，從而保證燃料元件在相應(yīng)的工況下不會(huì)發(fā)生燒毀。

當(dāng)發(fā)生汽輪機(jī)事故停機(jī)的瞬態(tài)時(shí)，反應(yīng)堆二回路系統(tǒng)排熱能力減少，一回路中的冷卻劑將經(jīng)歷升溫升壓的過程。根據(jù)這些特點(diǎn)，本文對核電廠的初始狀態(tài)、控制及保護(hù)系統(tǒng)的功能假設(shè)等皆采用保守的方法進(jìn)行確定，目的是為了獲取較為保守的最小偏離泡核沸騰比值。例如，與堆芯反應(yīng)性計(jì)算相關(guān)的參數(shù)取為最小反應(yīng)性反饋對應(yīng)的值；假設(shè)穩(wěn)壓器噴淋有效；初始功率為滿功率加上不確定性；初始冷卻劑平均溫度為名義值加上不確定性；穩(wěn)壓器初始壓力為名義值減去不確定性等。此外，考慮了廠外電有效和無效兩種情況。對于廠外電無效的情況，針對喪失廠外電的時(shí)間進(jìn)行了敏感性分析［8-9］。

按上述考慮將工況分為以下幾類：

（1）工況A：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋有效、廠外電有效；

（2）工況B：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋有效、汽輪機(jī)停機(jī)時(shí)刻喪失廠外電源；

（3）工況C：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋有效、緊急停堆時(shí)刻喪失廠外電源。

在瞬態(tài)過程中，冷卻劑溫度上升，由于慢化劑的負(fù)反饋效應(yīng)，將向堆芯引入負(fù)反應(yīng)性，導(dǎo)致堆芯核功率下降。分析中采用最小反應(yīng)性反饋的假設(shè)，降低了慢化劑引入的負(fù)反饋效應(yīng)，繼而降低了瞬態(tài)過程中核功率的下降幅度。

由于二回路導(dǎo)熱能力下降使得一回路冷卻劑升溫膨脹，穩(wěn)壓器壓力將升高，當(dāng)壓力達(dá)到穩(wěn)壓器噴淋啟動(dòng)的壓力定值時(shí)，穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)的相關(guān)閥門開啟，來自冷段的水注入穩(wěn)壓器內(nèi)，降低穩(wěn)壓器壓力。

喪失廠外電源將導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑泵失電惰轉(zhuǎn)，冷卻劑流量降低，從堆芯導(dǎo)出熱量的能力下降，從而對冷卻劑溫度和壓力、蒸汽發(fā)生器一二次側(cè)換熱量等參數(shù)造成影響［10］。此外，由于失電導(dǎo)致的反應(yīng)堆冷卻劑泵轉(zhuǎn)速變低及冷卻劑流量降低都可能較早地觸發(fā)緊急停堆保護(hù)，例如，可能由泵轉(zhuǎn)速低緊急停堆信號觸發(fā)停堆。但在本文的分析中為了獲得更為保守的結(jié)果，并未考慮由冷卻劑泵轉(zhuǎn)速低觸發(fā)的緊急停堆保護(hù)。

表1給出了三種不同工況的主要計(jì)算結(jié)果。圖1至圖3分別給出了堆芯核功率、反應(yīng)堆冷卻劑流量以及堆芯最小偏離泡核沸騰比隨時(shí)間的變化情況。

表1　堆芯完整性分析主要結(jié)果Table 1 Core integrity analysis result

圖1　核功率（堆芯完整性分析）Fig.1 Nuclear power（core integrity analysis）

圖2　冷卻劑流量（堆芯完整性分析）Fig.2 Coolant flow（core integrity analysis）

圖3　堆芯最小DNBR（堆芯完整性分析）Fig. 3 Minimum departure from nucleate boiling ratio （core integrity analysis）

由表1可知，工況A（未失電）、工況C（停堆時(shí)刻喪失廠外電源）均由穩(wěn)壓器壓力高信號觸發(fā)緊急停堆保護(hù)，而工況B由于假設(shè)瞬態(tài)初始時(shí)刻喪失廠外電源，冷卻劑泵失電惰轉(zhuǎn)，導(dǎo)致一回路冷卻劑流量降低，在喪失廠外電源后2.76秒時(shí)就達(dá)到了流量低停堆整定值，從而較早地觸發(fā)了緊急停堆保護(hù)動(dòng)作。雖然工況B堆芯核功率下降的時(shí)刻更早，但是由于該工況下冷卻劑流量不斷降低，使得堆芯最小偏離泡核沸騰比低于其他兩種工況，如圖3所示。

由計(jì)算結(jié)果可知，汽輪機(jī)事故停機(jī)時(shí)刻疊加喪失廠外電源后，會(huì)導(dǎo)致瞬態(tài)過程中一回路冷卻劑流量較早地降低，但同時(shí)也更早地觸發(fā)了緊急停堆保護(hù)動(dòng)作，從而將堆芯功率及時(shí)降低，最終確保了堆芯的最小偏離泡核沸騰比仍高于安全分析限值，即堆芯燃料組件沒有發(fā)生偏離泡核沸騰，堆芯完整性可以得到保證。

同時(shí)，對于同樣由穩(wěn)壓器壓力高信號觸發(fā)緊急停堆保護(hù)的工況，由于喪失廠外電源的時(shí)間不同，在瞬態(tài)過程中DNBR的變化也存在差異，失電時(shí)間越晚，DNBR越大。

2　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓分析

汽輪機(jī)事故停機(jī)將引起反應(yīng)堆二回路系統(tǒng)排熱能力降低，導(dǎo)致一回路的冷卻劑溫度及壓力上升，從而可能危及壓力邊界的完整性。參考文獻(xiàn)［11］指出“國內(nèi)核電站在超壓分析時(shí)主要采用的標(biāo)準(zhǔn)是2007年由美國核能管理委員會(huì)（Nuclear Regulatory Commission，簡稱NRC）頒布的《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》”［11］。汽輪機(jī)事故停機(jī)的瞬態(tài)屬于中等頻率事件，對于這類事件，《標(biāo)準(zhǔn)審查大綱》給出的準(zhǔn)則是一回路系統(tǒng)最大壓力不應(yīng)超過系統(tǒng)設(shè)計(jì)壓力值的110%。

為了獲得保守的一回路壓力峰值，本節(jié)分析中采用了以下一些假設(shè)條件：堆芯反應(yīng)性相關(guān)參數(shù)為最小反饋對應(yīng)的參數(shù)、不考慮穩(wěn)壓器噴淋、初始壓力為名義值加上不確定性、初始冷卻劑溫度為名義值加上不確定性等。與堆芯完整性分析相同，本節(jié)也分別對是否喪失廠外電源的情況進(jìn)行了相應(yīng)的分析［12］。工況說明如下：

（1）工況D：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋無效、廠外電有效；

（2）工況E：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋無效、汽輪機(jī)停機(jī)時(shí)刻喪失廠外電源；

（3）工況F：最小反應(yīng)性反饋、穩(wěn)壓器噴淋無效、緊急停堆時(shí)刻喪失廠外電源。

采用最小反應(yīng)性反饋使得堆芯產(chǎn)生更多的熱量，致使冷卻劑的溫度上升幅度更大。

穩(wěn)壓器噴淋無效的計(jì)算假設(shè)使得瞬態(tài)過程中穩(wěn)壓器壓力上升幅度更大，這是由于沒有噴淋水對穩(wěn)壓器進(jìn)行冷卻降壓［13］。

對于喪失廠外電源的工況，參考堆芯完整性分析中采用的分析假設(shè)，不考慮由反應(yīng)堆冷卻劑泵轉(zhuǎn)速低保護(hù)信號觸發(fā)的緊急停堆。

穩(wěn)壓器卸壓閥及安全閥對一回路系統(tǒng)具有超壓保護(hù)的功能［14-15］，當(dāng)穩(wěn)壓器壓力超過閥門的開啟定值時(shí)，閥門將打開，進(jìn)行卸壓排放，當(dāng)穩(wěn)壓器壓力低于閥門的關(guān)閉定值時(shí)，閥門將關(guān)閉。在分析中，這些閥門的開啟壓力定值及關(guān)閉壓力定值均取為名義值加上不確定性。卸壓閥定義為第一組閥門（No.1），安全閥定義為第二組閥門（No.2），第一組閥門的開啟定值低于第二組閥門的開啟定值。此外，通過兩組閥門的流量皆假設(shè)為最小值。

表2給出了幾種工況下分析的主要結(jié)果，圖4、圖5、圖6分別給出了瞬態(tài)過程中一回路主泵出口壓力、穩(wěn)壓器壓力以及通過穩(wěn)壓器閥門排放的流量隨時(shí)間的變化情況。

表2　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)超壓分析主要結(jié)果Table 2 Reactor coolant system overpressure analysis result

首先，由表2的事件序列可知，對于汽輪機(jī)停機(jī)時(shí)刻發(fā)生廠外電源喪失的工況，由于冷卻劑流量低保護(hù)信號比穩(wěn)壓器壓力高信號出現(xiàn)的時(shí)間更早，因此更早地觸發(fā)了緊急停堆。

從圖4至圖6顯示的參數(shù)趨勢可知，三種工況的壓力變化情況類似，二回路的排熱降低使得一回路冷卻劑的壓力快速上升，并達(dá)到穩(wěn)壓器閥門的開啟定值，從而穩(wěn)壓器閥門打開，進(jìn)行卸壓排放，使得壓力逐漸下降，降至相應(yīng)的關(guān)閉定值后穩(wěn)壓器閥門關(guān)閉，排放終止。

此外，由圖5還可看出，三種工況中工況E的穩(wěn)壓器壓力上升速度更快，并達(dá)到了第二組閥門開啟的定值，該瞬態(tài)過程中穩(wěn)壓器的兩組閥門都將開啟進(jìn)行卸壓排放，總的排放量大于其余兩種工況；而工況D和工況F瞬態(tài)過程中穩(wěn)壓器壓力僅達(dá)到并超過第一組閥門的開啟定值，所以只有第一組閥門進(jìn)行卸壓排放，排放總量低于工況E。

綜上可知，工況E中廠外電源在瞬態(tài)初始時(shí)刻喪失，一回路冷卻劑流量較早降低，使得壓力上升更快，但是由于這種工況下緊急停堆的時(shí)間更早，核功率下降更早，并且穩(wěn)壓器兩組閥門都開啟進(jìn)行卸壓排放，使得這種工況下的一回路最高壓力并非是最惡劣工況。而且三種工況的一回路系統(tǒng)壓力峰值差異并不大，都低于限制壓力，因此，一回路壓力邊界的完整性不會(huì)受到破壞。

3　結(jié)論

本文對汽輪機(jī)事故停機(jī)疊加喪失廠外電源的瞬態(tài)進(jìn)行了分析評價(jià)，分別針對堆芯完整性及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性（超壓分析）進(jìn)行了評估，結(jié)果表明：

（1）堆芯最小偏離泡核沸騰比值高于安全分析限值，燃料元件未發(fā)生偏離泡核沸騰；

（2）一回路最高壓力低于限值要求，壓力邊界完整性不會(huì)被破壞。

所以，對于巴基斯坦卡拉奇核電廠的汽輪機(jī)事故停機(jī)瞬態(tài)，即使同時(shí)發(fā)生了廠外電源喪失的情況，該核電廠的設(shè)計(jì)依然能夠確保瞬態(tài)結(jié)果滿足相應(yīng)的準(zhǔn)則要求。

參考文獻(xiàn)

［1］王純，周濤，李豪，等.核電站汽輪機(jī)甩負(fù)荷事故仿真［J］.汽輪機(jī)技術(shù)，2012，54（6）：445-447.

［2］臧希年，申世飛.核電廠系統(tǒng)及設(shè)備［M］.北京：清華大學(xué)出版社，2003.

［3］沈如剛.大亞灣核電廠全廠失電的后果及應(yīng)急措施［J］.核動(dòng)力工程，1995，16（1）：23-29.

［4］NRC. 10 CFR part 50 Appendix A General Design Criteria for Nuclear Power Plants［S］. Washingtong DC：NRC，1985.

［5］NRC. NUREG-0800 Standard Review Plan［R］. Washingtong DC：NRC，2007.

［6］朱繼洲.核反應(yīng)堆安全分析［M］.西安：西安交通大學(xué)出版社，2000.

［7］嚴(yán)天文，李吉根，張林，等.新建核電廠幾個(gè)重要安全要求的探討［J］.核安全，2013，12（S1）：72-76.

［8］焦峰，侯秦脈，車樹偉.核電廠喪失廠外電源的經(jīng)驗(yàn)反饋［J］.中國核電，2013（2）：186-189.

［9］張迅，顧穎賓.田灣核電站失去廠外電源事故處理［J］.中國核電，2009（4）：341-347.

［10］劉映尚，張佰明，謝昌俞.具有大型核電站的電力系統(tǒng)的安全策略和措施［J］.中國電力，2003，33（5）：20-23.

［11］肖紅，鄭繼業(yè)，石俊英，等.壓水堆核電廠超壓分析探討［J］.核安全，2014，13（3）：50-55.

［12］武杰，劉非.田灣核電站失去兩路廠外電源試驗(yàn)實(shí)施及方案優(yōu)化［J］.中國核電，2011，4（1）：15-23.

［13］宋洋.“后福島”時(shí)代秦山核電一廠應(yīng)對SBO事故分析［J］.科技傳播，2013（7）：106-107.

［14］趙飛云，姚彥貴，于浩，等.從核設(shè)備設(shè)計(jì)提升核電安全性的基本思考［J］.核安全，2013（1）：51-54.

［15］楊智慧，張濤.核電廠廠用電供電方式改進(jìn)分析［J］.核科學(xué)與工程，2012，32（S1）：24-30.

Evaluation of Loss of Off-site Power Effect on Turbine Trip Accident

YU Na*，CHEN Hongxia，ZHANG Xiaohua，WU Peng，ZHANG Dan （Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610213，China）

Abstract：Turbine trip with loss of off-site power in PAKISTAN KARACHI nuclear power project has been evaluated. Conservative method is used to evaluate the core integrity and reactor coolant system （RCS）pressure boundary integrity. The result shows that the minimum departure from nucleate boiling ratio（DNBR）in the core is higher than safety analysis limited value and the maximum pressure in RCS is lower than pressure limited value. Then it is proved that the plant design could ensure the safety in the case of turbine trip accident with loss of off-site power happens.

Key words：turbine trip；loss of off-site power；DNBR；overpressure

中圖分類號：TL364

文章標(biāo)志碼：A

文章編號：1672-5360（2016）01-0043-05

收稿日期：2016-01-03修回日期：2016-02-18

基金項(xiàng)目：核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室資助項(xiàng)目，項(xiàng)目編號ZDSY-ZSYX-14-12-001

作者簡介：喻娜（1984—），女，貴州六盤水人，碩士，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力和安全分析的研究工作

*通訊作者：喻娜，E-mail：anuyguizhou@163.com