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      非能動核電廠冷卻劑完全喪失強(qiáng)迫流動事故分析

      2014-04-29 22:19:50柯曉
      科技創(chuàng)新與應(yīng)用 2014年14期

      柯曉

      摘 要:文章針對非能動電廠的特性,采用改進(jìn)的分析方法,對反應(yīng)堆冷卻劑完全喪失強(qiáng)迫流動事故進(jìn)行計算,并對相關(guān)參數(shù)進(jìn)行敏感性分析。

      關(guān)鍵詞:喪失全部流動;惰轉(zhuǎn);DNBR

      1 前言

      本文計算目的是對AP1000內(nèi)陸電廠完全喪失強(qiáng)迫流動事故進(jìn)行分析。本文計算使用LOFTRAN、VIPRE和FACTRAN程序。

      2 分析方法與假設(shè)條件

      2.1 分析方法

      非能動核電廠的失流事故設(shè)計與目前在役電廠有質(zhì)的不同,因?yàn)樵O(shè)計中采用了屏蔽泵和雙冷段設(shè)計。

      AP1000內(nèi)陸核電廠與現(xiàn)役常規(guī)電廠的關(guān)鍵差異在于:

      (1)使用主泵低轉(zhuǎn)速停堆功能,而不是低頻率停堆。

      (2)對于全部失流事故,考慮堆芯流量降低而使用較短的落棒時間。

      本文第4.2節(jié)對母線頻率降低速率事故進(jìn)行評價(對于降頻率事故,大亞灣核電廠分析中頻率下降的速率假定為4Hz/s,因國家核安全局對頻率下降速率沒有給出明確的規(guī)定,目前暫保守地使用5Hz/s的降頻率速率進(jìn)行分析)。得到如下結(jié)論:低頻率事件的事故后果沒有RCP自由惰轉(zhuǎn)事件嚴(yán)重。

      2.2 假設(shè)條件

      計算中,初始工況為熱態(tài)滿功率條件,采用最小測量流量(MMF)的名義運(yùn)行工況,不考慮功率、溫度、壓力和流量的不確定性,考慮10%的SG堵管。假設(shè)條件考慮如下:

      (1)反應(yīng)堆緊急停堆信號

      在全部失流事故中,由保護(hù)和安全監(jiān)控系統(tǒng)(PMS)提供四取二的主泵低轉(zhuǎn)速緊急停堆功能。單一失效假設(shè)一個停堆系列失效,但不影響PMS的停堆功能。

      RCS低流量作為多樣性停堆功能的備用信號。每個冷段設(shè)置了4個流量傳感器。

      (2)控制系統(tǒng)

      穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)無效。

      蒸汽旁排(汽輪機(jī)旁通)無效。

      棒控系統(tǒng)無效。

      主給水控制假設(shè)在初始滿功率條件到停堆前可運(yùn)行。停堆后,主給水系統(tǒng)假設(shè)終止流量。

      不模擬啟停給水投入。

      (3)堆芯中子動力學(xué)參數(shù)

      (4)停堆反應(yīng)性

      AP1000使用屏蔽冷卻劑泵。該類型泵的下滑速率大大高于現(xiàn)役電廠外帶飛輪的冷卻劑泵。為增加全部失流事故余量,考慮RCS流量降低的效應(yīng),事故分析中使用的停堆反應(yīng)性引入曲線的落棒時間更短,控制棒下落至緩沖段的時間為2.09s,完全插入堆芯所用時間為2.85s。而在全流量分析中,這兩個時間分別為2.47s和3.368s。

      (5)堆芯DNBR計算

      在失流事故中,對應(yīng)堆芯最小DNBR的時刻冷卻劑溫度沒有明顯增加。因此,冷卻劑溫度假設(shè)保持為初始值。另外,不考慮壓力升高對堆芯DNBR的好處。壓力假定保持為初始值。

      3 驗(yàn)收準(zhǔn)則

      根據(jù)ANSI N18.2-1973[1]對設(shè)計基準(zhǔn)事故進(jìn)行分類。在ANSI N18.2-1973中,全部失流事故被歸類為“稀有事故”,即Ⅲ類工況??紤]到事故分類和驗(yàn)收準(zhǔn)則的設(shè)定,美國NRC不采用ANSI N18.2-1973的準(zhǔn)則。NRC的驗(yàn)收準(zhǔn)則在“NUREG-0800-標(biāo)準(zhǔn)審查大綱”[2]第15.2節(jié)中給出。NRC將全部失流事故視為“中等頻率事故”。SRP的驗(yàn)收準(zhǔn)則如下:

      準(zhǔn)則1:反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和主蒸汽系統(tǒng)的壓力必須低于其設(shè)計壓力的110%

      對于超壓計算而言,失流事故可由汽機(jī)甩負(fù)荷/汽機(jī)停機(jī)(LOL/TT)包絡(luò)。LOL/TT的假設(shè)條件對計算RCS系統(tǒng)和MSS系統(tǒng)壓力瞬態(tài)是足夠保守的。在失流事故中,停堆后汽機(jī)停機(jī)。而在LOL/TT中,汽機(jī)停機(jī)是始發(fā)事件。在LOL/TT中,一次側(cè)和二次側(cè)的功率不匹配和RCS、MSS升溫升壓瞬態(tài)比失流事故嚴(yán)重。因此,對于失流事故,不必計算MSS壓力。

      準(zhǔn)則2:須保持燃料棒包殼完整性,即堆芯最小DNBR必須高于壓水堆95/95限值。

      以上準(zhǔn)則由最小DNBR高于95/95 DNBR限值所滿足。根據(jù)參考文獻(xiàn),AP1000在分析中使用了RTDP方法,其DNBR安全分析限值為1.50。

      準(zhǔn)則3:在沒有其它獨(dú)立發(fā)生的故障情況下,中等頻率事故不應(yīng)導(dǎo)致更嚴(yán)重的電廠條件。

      該準(zhǔn)則由穩(wěn)壓器安全閥保持可用性滿足。西屋公司保守地應(yīng)用了更嚴(yán)格的Ⅱ類工況準(zhǔn)則,即不能通過穩(wěn)壓器安全閥排水。對于失流事故,穩(wěn)壓器不會發(fā)生滿溢。因此,在沒有發(fā)生其它故障情況下,失流瞬態(tài)將不會導(dǎo)致更嚴(yán)重的電廠條件。

      4 計算結(jié)果

      本文分析兩個全部失流工況,分別為低轉(zhuǎn)速工況和低頻率工況,并進(jìn)行了DNBR子通道計算的敏感性分析,得出關(guān)于軸向功率分布影響的相關(guān)結(jié)論。

      4.1 低轉(zhuǎn)速工況

      該事件分析中使用VIPRE子通道程序計算堆芯DNBR。為進(jìn)行堆芯DNBR分析,需提供由LOFTRAN程序和FACTRAN程序分析得到的狀態(tài)點(diǎn)??梢姡矐B(tài)過程中,堆芯最小DNBR值為1.515,大于安全分析限值1.5。冷卻劑泵持續(xù)惰轉(zhuǎn),同時,可建立自然循環(huán)流動。在反應(yīng)堆停堆后,核電廠將達(dá)到穩(wěn)定狀態(tài),隨后可以實(shí)施正常停閉的操作。

      4.2 低頻率工況

      在低頻率事件中,假定標(biāo)準(zhǔn)的頻率降低速率為5Hz/s且為常數(shù)。低頻率瞬態(tài)將使得RCP轉(zhuǎn)速隨著頻率降低速率成比例下降。假定冷卻劑流量與RCP轉(zhuǎn)速成比例,而轉(zhuǎn)速與頻率成線性關(guān)系。因此,該事件中流量隨時間變化可以手算得到。

      假設(shè)初始電網(wǎng)頻率為50Hz,頻率降低速率為5Hz/s。

      與在役電廠不同,AP1000自由惰轉(zhuǎn)導(dǎo)致的失流事故比按5Hz/s降低頻率導(dǎo)致的失流事故嚴(yán)重。這是因?yàn)锳P1000使用了屏蔽泵。該類型泵飛輪封閉在一個密閉的腔體內(nèi),其慣量比傳統(tǒng)的軸封泵外掛飛輪小很多。由于主泵自由惰轉(zhuǎn)工況包絡(luò)了低頻率工況,所以對低頻率工況將不作計算。

      5 結(jié)論與討論

      安全分析報告所使用的最終工況為工況1。全部失流瞬態(tài)導(dǎo)致的最小DNBR為1.515,而其DNBR安全分析限值為1.50,滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則的要求。其瞬態(tài)壓力低于壓力設(shè)計限值。

      參考文獻(xiàn)

      [1]ANSI N18.2-1973,“Nuclear Safety Criteria for the Design of Pressurized Water Reactor Plants”,August 1973.

      [2]NUREG-0800,Rev.I,Standard Review Plan for the Review of Salty Analysis Reports for Nuclear Power Plants,LWR Edition,July 1981.

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