核电站非能动辅助给水系统仿真研究

核电站非能动辅助给水系统仿真研究
师二兵;方成跃;王畅;赵观辉
【摘要】以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统.使用RELAP5程序计算分析全厂断
电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力.计算结果表明:全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热.非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案.
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2016(050)004
【总页数】5页(P653-657)
【关键词】非能动辅助给水系统;RELAP5程序;全厂断电
【作者】师二兵;方成跃;王畅;赵观辉
【作者单位】中国舰船研究设计中心,湖北武汉430000;中国舰船研究设计中心,湖
北武汉430000;中国舰船研究设计中心,湖北武汉430000;中国舰船研究设计中心,湖北武汉430000
【正文语种】中文
【中图分类】TL333
历史上发生的3次严重核事故(美国三哩岛核事故、苏联切尔诺贝利核事故、日本
福岛核事故)使核电厂安全问题凸现在世人面前，为人类和平利用核能敲醒了警钟。

事故工况下，核电站能否安全运行是目前核能应用研究中的重点与热点。

目前核电站配备的是能动的专设安全设施。

这些能动设备需依赖于动力源、触发、运行人员操作等外部输入而行使功能，存在可靠性不足、误判断、误操作等问题，这些问题都将增加核电站事故发生的概率。

因此，研究人员在传统成熟压水堆核电技术的基础上，提出了核动力装置安全系统非能动的理念[1]。

目前研究和设计的非能动余热排出系统利用一次侧主冷却剂自然循环或二次侧蒸汽-水的自然循环通过余热排出热交换器导出堆芯余热。

由于停堆初期堆芯热量较大，为保证事故初期反应堆的安全，热交换器的设计热负荷较大。

这种设计所需热交换器体积较大，且会在较长时间内吸热量高于堆芯释热量，导致冷却剂温度下降速率过快。

这些问题可通过增设保证事故初期反应堆安全的非能动辅助给水系统而得到解决。

AP1000核电站设有启动给水系统，该系统虽是非安全相关系统，但它的投入可在反应堆冷却剂系统高温高压下通过蒸汽发生器(SG)导出反应堆的衰变热，履行第二层次的纵深防御功能。

该系统属于能动系统，其运行需依赖于备用柴油发电机组供电[2]。

本文在AP1000启动给水系统的基础上进行改进设计，提出一套不需依赖
于备用应急电源的非能动辅助给水系统(PAFS)，利用事故工况下SG的耗汽驱动汽动给水泵为SG提供辅助给水[3]，在耗汽排出热量的同时保证SG传热管束的淹没。

1.1 系统描述
以AP1000核电站为研究对象，在其每个SG二次侧布置1套非能动辅助给水系统。

图1为主冷却剂系统及PAFS示意图。

主冷却剂系统由堆芯、稳压器、主泵、SG等组成；PAFS由辅助汽轮机、汽动辅助给水泵、辅助给水箱、乏汽箱及相应
的管道和阀门组成。

正常运行时，主蒸汽和主给水隔离阀开启，PAFS阀门关闭。

全厂断电事故下，反应堆紧急停堆，主泵停止运转，主蒸汽和主给水隔离阀关闭。

SG二次侧低液位触
发PAFS投入：耗汽隔离阀开启，以SG液位偏差信号调节转速控制阀的开度，控制辅助汽轮机的转速。

蒸汽推动辅助汽轮机做功，通过连接轴带动辅助给水泵将辅助给水打入SG二次侧。

在辅助给水管道设置止回阀，防止辅助给水管道的倒流。

通过一回路冷却剂自然循环和二次侧蒸汽排放将堆芯余热导出。

由于事故初期，传递至SG的热量较大，为防止SG压力过高，大气释放阀通过调节旁排蒸汽流量控制SG二次侧压力。

PAFS性能参数列于表1。

1.2 系统建模
使用RELAP5程序对堆芯、主冷却剂系统及PAFS进行详细的控制体划分，堆芯物理部分采用点堆模型。

图2为SG及PAFS节点图。

171V和151V分别模拟主蒸汽和主给水隔离阀；148TMD模拟主给水入口的压力和温度边界条件，
172Tmd模拟主蒸汽系统；175V模拟大气释放阀，176Tmd模拟大气环境；181V模拟非能动辅助给水系统隔离阀；185V模拟汽轮机转速控制阀；186Tur 模拟辅助汽轮机；190Tmd分别模拟汽轮机乏汽排放环境；192Tmd模拟辅助给水入口的压力和温度边界条件；195Pmp模拟辅助给水泵，中间通过控制部件Shaft 相连接；197V模拟辅助给水管道止回阀，防止辅助给水倒流。

RELAP5程序没有汽动给水泵模型，但可通过传动轴控制部件Shaft将汽轮机和泵连接起来。

Shaft部件的旋转速度方程如下：
其中：Ii为部件i的转动惯量；ω为旋转速度；τi为部件i的转矩；fi为部件i的摩擦系数；τc为从1个控制体部件中选定的转矩[4]。

2.1 事故序列描述
0 s时发生全厂断电事故，主泵开始惰转，主给水丧失，汽轮机脱扣；主泵低转速信号触发反应堆停堆[5-6]；SG二次侧高压力信号触发大气释放阀开启；SG低液位触发辅助汽轮机启动；12 000 s时SG二次侧压力下降至辅助汽轮机的最低允
许压力，PAFS停止运行(表2)。

2.2 参数分析
全厂断电事故发生后，主泵断电并开始惰转，约10 s时流过主泵的冷却剂流量降
为初始值的30%[7](图3a)，与AP1000设计吻合。

事故发生后3 s，控制板开始
落棒[8]，堆芯功率快速下降(图3b)。

图3c为反应堆冷却剂平均温度变化曲线。

事故初期，冷却剂流量下降，主蒸汽隔离，堆芯热量无法有效排出，导致了反应堆冷却剂温度和稳压器压力在短时间内升高。

SG高压力信号触发耗汽隔离阀打开，堆芯热量快速地导出，冷却剂温度和稳压器压力迅速降低。

60 s后，辅助给水系统
投入，SG压力在压力调节阀控制下逐渐稳定到整定值，SG排汽量减小，导致冷
却剂温度和稳压器压力出现小幅回升。

此后，随堆芯热功率的减小及SG水位的上升，堆芯热量持续有效地排出，冷却剂平均温度出现持续下降。

图4为稳压器压力和液位随时间的变化。

整个事故过程中，稳压器压力与冷却剂
平均温度变化趋势相同。

全厂断电后8 s，稳压器安全阀开启，缓解了一回路压力升高。

由于冷却剂平均温度的降低，导致冷却剂体积收缩，稳压器液位降低。

157 min时，稳压器内电加热器开始裸露，170 min时，稳压器内部全部排空，
导致稳压器内压力快速下降。

为防止冷却剂体积进一步收缩引起的堆芯裸露，在PAFS运行过程中需投入堆芯安全注射系统，保证堆芯的淹没及稳压器液位的恢复。

图5为SG压力和液位随时间的变化。

事故初期，主蒸汽隔离，SG压力迅速上升；由于主给水隔离，SG内存留的水被快速蒸发，导致其液位迅速下降。

达到二次侧压力整定值后，耗汽隔离阀开启，并通过大气旁通阀调节，保证二次侧压力稳定在整定值。

60 s后，辅助给水系统投入，SG液位开始回升。

随堆芯功率的下降，二次侧产生的蒸汽量逐渐减小，因此，在辅助给水投入一段时间后，旁通阀关闭，蒸汽全部供给辅助汽轮机，导致SG压力逐渐下降。

200 min时，SG液位恢复至96%额定液位，二次侧压力下降至辅助汽轮机的最低允许压力，辅助给水系统停止运行。

图6为蒸汽流量和辅助给水流量随时间的变化。

随SG液位的升高，汽轮机进汽量下降，汽动给水泵转速降低，辅助给水流量降低。

在投入辅助给水一段时间后，大气旁通阀门关闭，SG排放的蒸汽全部供给辅助汽轮机。

1) 发生全厂断电事故后，利用SG耗汽驱动汽动辅助给水泵的PAFS可有效地导出堆芯余热，保证反应堆的安全。

2) PAFS运行过程中，冷却剂平均温度降低，冷却剂体积收缩，170 min时，稳
压器内部全部排空，导致稳压器内压力快速下降。

为防止冷却剂体积进一步收缩引起的堆芯裸露，在辅助给水系统运行过程中需投入堆芯安全注射系统，保证堆芯的淹没及稳压器液位的恢复。

3) PAFS可提供的缓解时间长达200 min。

该系统投入200 min后，SG液位恢复至96%额定液位，二次侧压力下降至辅助汽轮机的最低允许压力，PAFS停止运行。

4) 该系统消除了常规辅助给水系统对应急电源的依赖，可作为核动力装置全部电
源丧失事故后的应急方案，排出事故后停堆初期堆芯的大部分热量。

【相关文献】
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