AP1000 常規(guī)島第一跨廠房內主給水管道破裂事故瞬態(tài)泄放特性分析

魏承君，于 倩，楊安霞，隋丹婷，孟 琳 ，黃俊文

（1. 國核電力規(guī)劃設計研究院有限公司，北京 100095；2. 華北電力大學 核科學與工程學院，北京 102206；3. 非能動核能安全技術北京市重點實驗室，北京 102206）

AP1000 是由美國核管會認證批準的第三代反應堆，在AP600 基礎上為進一步改善經濟型而開發(fā)的大容量非能動先進核電廠[1]。相較于傳統(tǒng)壓水堆，AP1000 核電廠不僅引入了非能動安全系統(tǒng)，在常規(guī)島處也加入了獨特的第一跨廠房設計。AP1000 第一跨廠房布置在核島與汽輪機廠房的結構連接處，作為核島與常規(guī)島的接口，第一跨廠房中布置有大量執(zhí)行縱深防御功能的設備，如設備冷卻水泵。

主給水系統(tǒng)的管道破裂（MFLB）事故被定為主給水管道出現的破口大到不能向蒸汽發(fā)生器提供充足的給水以維持蒸汽發(fā)生器二次側水裝量。目前國內外對核電廠MFLB 的研究重點主要是針對事故后一回路熱工水力參數變化以及非能動系統(tǒng)的響應來展開的，針對MFLB 事故后常規(guī)島的研究只考慮了主給水，輔助給水流量以及主蒸汽隔離閥的關閉，還尚未有公開發(fā)表在常規(guī)島二回路系統(tǒng)的響應下第一跨廠房內主MFLB 事故后的瞬態(tài)特性研究，安全分析維度不夠全面，未能達到足夠的縱深防御要求。莫小錦[2]等以AP1000 為研究對象，對MFLB事故中非能動余熱排出（PRHR）系統(tǒng)的熱工水力參數變化以及冷卻能力進行了分析。賈翔等[3]對AP1000 核電廠主給水斷裂事故工況下一、二回路主要參數的瞬態(tài)熱工水力特性和非能動特性進行了分析，研究了AP1000 核電廠應對長期事故的能力。西屋電力公司[4]在AP1000 設計報告中采用LOFTRAN 程序模擬主給水管道雙端斷裂事故，計算了穩(wěn)壓器水位、蒸汽發(fā)生器水位和反應堆冷卻劑平均溫度等參數。韓國[5-7]等人采用MARS 程序模擬主給水管道斷裂疊加全場斷電事故后的電廠瞬態(tài)，驗證了APR1400在沒有能動系統(tǒng)的投入下，非能動系統(tǒng)也能保證反應堆安全停堆。核電廠安全是建立在縱深防御基礎上的，為了實現核電廠的安全目標，在設計核電廠時，要進行全面的安全分析。Dong Zheng[8]則認為大多數人把安全分析的重點放在事故后冷卻堆芯的能力上，而少有關心二次側質量和能量的流失狀況。他在更換蒸汽發(fā)生器后基于RELAP/MOD3 程序模擬了主給水管道雙端斷裂事故，評估了主蒸汽閥室的水淹狀況，包括了閃蒸的影響，更換蒸汽發(fā)生器的溫度分布和二次側水裝量以及廠外電源的損失狀況。

本文利用Flownex 軟件對AP1000 二回路熱力系統(tǒng)進行整體建模，以觸發(fā)不同的主給水泵停泵邏輯來確定破口尺寸為技術依據，從而得到了不同破口尺寸下的事故序列以及對應的破口動態(tài)泄放過程，真實反映出主管道破口處泄放情況，得到最大瞬時泄放水量及最大泄放總水量，為第一跨空間內的泄洪動態(tài)數值模擬提供數據基礎[9]，進而為第一跨的泄洪策略、泄洪途徑、主管道布置等防水淹設計做出正確的指導，有針對性的對二回路防水淹設計進行優(yōu)化，這樣便可保證壓水堆二回路主管道各類破口工況不會造成二回路第一跨空間中發(fā)生不可接受的水淹危害，避免由水淹危害引發(fā)的核安全事故，提高AP/CAP 系列第三代非能動核電機組的運行安全性。

1 基于FLOWNEX 的AP1000 二回路熱力系統(tǒng)建模

壓水堆二回路熱力系統(tǒng)的組成設備繁復，且大部分的設備都經歷著兩相流的變換，在此相變過程中流體狀態(tài)極不穩(wěn)定，因此對建模軟件和計算程序有極高的要求，國內外鮮有研究者對壓水堆二回路熱力系統(tǒng)進行完整的建模分析。本文使用的軟件Flownex 是一個集成的系統(tǒng)計算流體力學代碼，能夠對氣體、液體、兩相流和非牛頓流體進行穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)的模擬，其功能覆蓋了常規(guī)島的熱工水力工況。該軟件建立完整集成系統(tǒng)模型的能力使工程師能夠快速準確地確定組件尺寸、進行流量平衡并實時測試不同的控制方法。其中具有不同復雜程度的標準組件以任意方式連接在一起，以構建任何流體系統(tǒng)，最終通過一個友好的圖形用戶界面來實現。

反應堆冷卻劑從核島流出之后作為二回路的給水被送至蒸汽發(fā)生器內加熱，加熱成為飽和蒸汽之后被送往汽輪機做功。由蒸汽發(fā)生器產生的飽和蒸汽首先通過主蒸汽管道到達汽輪機的四個高壓汽室，隨后進入高壓缸膨脹做功。在蒸汽膨脹過程中，從高壓缸流經不同級后抽取部分蒸汽送至6～7 號高壓加熱器用于給水加熱，以及送到汽水分離器用于加熱高壓缸排汽。高壓缸的排汽一部分送至除氧器，大部分通過再熱管排向低壓缸兩側的汽水分離再熱器。在汽水分離再熱器內進行汽水分離后，再通過抽汽和新蒸汽對排汽進行兩次再熱，從汽水分離再熱器出來的過熱蒸汽分別進入三臺低壓缸內繼續(xù)膨脹做功。在蒸汽膨脹過程中，從三臺低壓缸抽取部分蒸汽分別送往3 號和4 號低壓加熱器以及1 號和2 號復合式低壓加熱器加熱凝結水，低壓缸的排汽進入凝汽器，并被海水冷卻為凝結水[10]。

本文基于Flownex 軟件對AP1000 二回路熱力系統(tǒng)進行了整體建模，建模范圍主要包括：主蒸汽系統(tǒng)（Main steam system，MSS）、汽水分離再熱系統(tǒng)（Steam water separation reheat system，SRS）、汽輪機抽汽系統(tǒng)（Turbine extraction system ， TES ）、 凝 結 水 系 統(tǒng)（Condensate system，CDS）、主給水系統(tǒng)（Feed water sytem，FWS）等，并在模型中考慮了系統(tǒng)中設備、閥門的邏輯聯鎖設置，二回路整體建模如圖1 所示。

上述模型涵蓋了二回路幾乎所有的設備部件、泵與閥門以及控制邏輯。其中 Boundary Condition 組件用于給定流網中的邊界條件。對于二回路系統(tǒng)的入口邊界，在主蒸汽入口處模型使用了Boundary Condition 組件給定了流量和熱焓，同時使用Boundary Condition 組件作為主給水進入蒸汽發(fā)生器的邊界條件并給定了二回路系統(tǒng)出口的壓力和溫度；使用 Boundary Condition 組件給定各個加熱器水箱、除氧器水箱以及凝汽器熱井的含氣率和溫度以確定初始水位。

在AP1000 破口工況分析中，各個設備的各個參數將會預先在某個工況下穩(wěn)態(tài)運行，隨后再加入主給水管道事故工況的模型，進入瞬態(tài)計算，而這個穩(wěn)態(tài)工況的計算就決定了破口事故的初始狀態(tài)。Flownex 程序需要進行一次穩(wěn)態(tài)計算，以驗證計算條件的穩(wěn)定，并且穩(wěn)態(tài)運行的各個參數與熱平衡圖上的參數已經達到相對吻合，誤差控制在1%以內[11]。

AP1000 二回路熱力系統(tǒng)計算條件的輸入參數，如主蒸汽流量，各部分抽汽流量以及溫度等參量取值根據AP1000 常規(guī)島主設備熱平衡圖得到的。表1 為AP1000 滿功率運行狀態(tài)下總體參數和各個部件的參數，以及Flownex穩(wěn)態(tài)運行的結果與參考數據的對比，由表中數據可知，所建立的二回路汽水系統(tǒng)模型是正確的且是適用的。

表1 滿功率穩(wěn)態(tài)運行模擬值與實際值Table 1 Initialized results under full power level

續(xù)表

2 主給水管道破裂工況模擬

2.1 破口分析原則及假設

主給水管道破裂的嚴重程度取決于許多系統(tǒng)參數，包括破裂尺寸、初始反應堆功率以及各種控制和安全相關系統(tǒng)的功能。假設在滿功率情況下考慮第一跨內一根主給水管道發(fā)生破裂，分析采用以下的條件。

停泵信號：

（1）電廠控制系統(tǒng)沒有直接判斷主給水管道破裂的信號；

（2）主給水泵組跳泵信號來自于兩個方面，核島側：核島側保護與安全監(jiān)測系統(tǒng)（Protection and safety monitoring system，PMS）1 200 s 發(fā)出主給水泵停泵信號以及給水隔離信號；常規(guī)島側：除氧器低Ⅱ水位會觸發(fā)主給水泵跳泵信號。

系統(tǒng)及控制有效性的假設：

（1）二回路保護控制功能有效；

（2）二回路正常補水有效；

（3）二回路補水僅從凝汽器補充，核島側無二回路補水接口和措施。

常規(guī)島初始狀態(tài)假設：假定除氧器水箱，凝汽器熱井均處于正常水位。

2.2 主給水泵停泵邏輯及破口尺寸的選取

假想管道的破損形狀應分為環(huán)向破裂、縱向破裂、泄漏裂縫、穿壁裂縫，本文僅考慮縱向破裂和環(huán)向破裂兩種破口形狀。假定縱向破裂造成管壁沿管道縱軸線裂開，但并不分離，破口平面面積為破口位置處管道的截面流通面積，假定破口形狀為圓，排放系數為1.0。假定環(huán)向破裂造成管道斷開而徹底分離成兩個斷裂的管端，兩個破裂管道區(qū)段徹底分離的環(huán)向破裂的破口流通面積等于破口平面面積，徹底分離的排放系數為1.0。

按照縱向破裂和環(huán)向破裂對主給水管道進行破口建模，模型節(jié)點圖如圖2 所示。

圖2（a）為主給水管道縱向破裂模型，破口設置在穩(wěn)態(tài)模型的管道pipe-108 和pipe-111中，具有控制流量功能的 Restrictor with Discharge Coefficient-113 作為破口處的控制閥門連接在兩管段之間，同時與 Boundary Condition-33 邊界條件相連，這個邊界條件模擬了第一跨廠房內的環(huán)境。通過更改 Restrictor with Discharge Coefficient-113 限制通過流量的橫截面積來實現對破口面積的更改。

圖2（b）用于模擬主給水管道環(huán)向破裂模型，在pipe108 和pipe111 之間接有一個用于模擬爆破閥門的Flow Resistance-112 以及兩個模擬控制閥門的 Restrictor with Discharge Coefficient-113 和 Restrictor with Discharge Coefficient-114；兩個閥門的面積大小和主給水管道相同，同時與兩個邊界條件 Boundary Condition-33 和39 連接。當雙端斷裂工況發(fā)生時，爆破閥門Flow Resistance-112 瞬間關閉，破口閥門Boundary Condition-33 和39 打開。

第一跨廠房內主給水管道破裂后破口的動態(tài)泄放特性與破口尺寸以及主給水泵的停泵時間相關，破口尺寸根據主給水停泵的觸發(fā)邏輯，可以分為以下四種：

（1） 破口尺寸Ⅰ：破口尺寸按照不觸發(fā)主給水泵超流量保護的最大流量考慮，此時的破口尺寸為假定的最大縱向破裂尺寸，破口發(fā)生后除氧器因降至低二水位觸發(fā)主給水泵停泵，主給水泵以不觸發(fā)超流量保護停泵的最大流量運行。

（2） 破口尺寸Ⅱ：破口尺寸小于破口尺寸Ⅰ，凝汽器水位先達到低二水位觸發(fā)凝結水泵停泵，繼而影響除氧器降至低二水位觸發(fā)主給水泵停泵。

（3） 破口尺寸Ⅲ：破口尺寸小于破口尺寸Ⅱ，破口發(fā)生1 200 s 后由核島PMS 系統(tǒng)發(fā)出給水隔離信號觸發(fā)主給水泵停泵。

（4） 破口尺寸Ⅳ：主給水管道雙端斷裂，主給水泵流量增大至過載跳泵。

各個破口尺寸工況下的停泵邏輯如表2 所示。

表2 不同破口尺寸下的停泵邏輯Table 2 The trigger logic under different break sizes

2.3 事故進程

按照四種停泵邏輯對泄放水量進行分析，發(fā)生破口后汽水流動示意圖如圖3 所示。

QT——額定功率下蒸汽發(fā)生器出口流量，額定功率下蒸汽發(fā)生器出口流量為6 799 t/h，按照高壓給水密度為890 kg/m3，折算體積流量

QT= 2.122 m3/s；

QM——來自核島除鹽水輸送和儲存系統(tǒng)（DWS）向二回路凝汽器最大補水量，自DWS系統(tǒng)向二回路凝汽器的最大補水量為477 t/h，由凝汽器危急補水管道補充，按照高壓給水密度折算成體積流量QM= 0.149 m3/s；

Q——破口處流量，m3/s。

分析中假設的設定值和時間延遲如表3 所示。由于在已發(fā)表文獻中未找到具體參數，表3 中列出參數不最準確的值。二回路系統(tǒng)發(fā)生破口會影響正常的給水流量控制，導致在二回路系統(tǒng)發(fā)生保護動作之前蒸汽發(fā)生器水位過低。10 s后觸發(fā)MFLB，假設由操作員發(fā)現蒸汽發(fā)生器液位降低手動關閉反應堆，汽輪機因此產生緊急停機信號。當汽機跳閘后，通過關閉MSR 二級加熱器蒸汽控制閥入口閥和它的旁路閥將MSR 的二級加熱蒸汽隔離。TES 中各抽汽支路電動截止閥和止回閥關閉，以防止汽機低壓缸進水以及超速。此時，自動疏水閥將全開并排出疏水。電廠停運期間，汽輪機旁路系統(tǒng)（TBS）通過主蒸汽旁路提供主蒸汽至凝汽器，此時進入凝汽器的蒸汽量為0.1 m3/s，一個凝結水泵繼續(xù)運行以滿足給水系統(tǒng)的需要[12]。此后，凝汽器熱阱的水位不斷下降，CDS 與DWS 的冷凝水箱（CST）相連，以維持二次回路的水量。CDS 用于凝結水、主給水和加熱器疏水溫度變化引起的水量膨脹和收縮。凝結水的補水和疏水由補水閥和溢流閥組合實現。閥門連接在DWS 的冷凝水箱上，由凝汽器熱阱的水位控制。當任一凝汽器熱阱的水位低于正常水位100 mm 時，補水管路中的正常補水閥逐漸打開。當水位降至低于正常水位260 mm 時，凝汽器真空終止，汽輪機軸封系統(tǒng)（GSS）關閉后凝結水泵停泵，此時除氧器水位進一步下降。除氧器水位調節(jié)系統(tǒng)保證除氧器水箱水位在正常水位范圍內波動。水位調節(jié)系統(tǒng)的原理是水位形成液柱壓差的信號，通過壓差變送器傳遞給控制中心，再由反饋調節(jié)信號實現對水位的調節(jié)和控制。為了保證水位不危及除氧器的正常運行，除氧器還設置了接觸液位信號器，在除氧器水箱低Ⅱ水位時，主給水泵跳閘。1 200 s 時，PMS 發(fā)送主給水泵停泵信號和給水隔離信號。

表3 AP1000 中MFLB 事故分析下的設定值和時間延遲Table 3 Setpoints and time delay assumption in the MFLB analysis for AP1000

3 破口瞬態(tài)模擬分析

3.1 四種破口尺寸下動態(tài)泄放過程分析

在上述分析原則和初始假設的基礎上，利用模型分別對AP1000 核電廠主給水管道不同破口尺寸事故工況進行了計算。

破口位于第一跨內主給水管道，通過熱平衡圖及流動阻力計算得出破口位置前高壓給水溫度為 226.7 ℃，壓力為 7.59 MPa，焓值h= 975.85 kJ/kg。當破裂發(fā)生后，在壓力的作用下（管道外部為大氣壓0.101 MPa）急速噴涌而出。破口尺寸Ⅰ到破口尺寸Ⅲ工況下破口的動態(tài)泄放曲線圖如圖4～圖6 所示。這三種破口尺寸下的事故進程分為三個階段：

第一階段（MFLB 發(fā)生至破口下游止回閥完全關閉）

由于破口上游的止回閥存在著最小關閉時間，在這段時間內，破口處噴放的流量來源有兩路：一路是來自二回路的主給水的泄漏；另一路來自于SG 側的倒流。本階段主給水管道破口的最大瞬時泄放流量為三臺泵的最大流量加上SG 倒流的最大流量

第二階段（下游止回閥完全關閉至反應堆停堆）

此期間假設輔助給水喪失，啟動給水泵不向SG 供水，SG 供汽輪機蒸汽量按照額定工況。本階段主給水管道破口泄漏流量為三臺泵的運行總流量。第一階段和第二階段破口持續(xù)噴放過冷水，破口處的壓力、溫度以及噴放的流量都處在平穩(wěn)的階段。

第三階段（反應堆停堆至主給水泵停泵）

破口尺寸Ⅰ是不超過主給水泵流量閾值下最大的縱向破裂尺寸，此時單臺主給水泵的運行流量為3 670 m3/h。受破口面積的影響，破口尺寸Ⅰ工況下，除氧器先降至低二水位觸發(fā)主給水泵停泵。破口尺寸Ⅱ與破口尺寸Ⅲ工況下，凝汽器熱井水位先于除氧器水箱達到低低水位引發(fā)報警，凝結水泵停止運行，CDS 關閉后流向除氧器的凝結水喪失除氧器水位進一步下降繼而降至低低水位觸發(fā)主給水泵跳閘。停泵后破口處的壓力快速下降，降低至對應狀態(tài)下亞穩(wěn)態(tài)流體的壓力，流體的壓力越過冷流體的飽和點。破口處噴放流體在亞穩(wěn)態(tài)狀態(tài)下，溫度變化極其不穩(wěn)定出現了震蕩現象。在經歷了短暫的兩相噴放階段后，此時破口處充滿蒸汽并發(fā)生飽和蒸汽的噴放，破口處的空泡份額逐漸趨于1。

破口尺寸Ⅳ為主給水管道雙端斷裂，在此工況假設下，一旦發(fā)生主給水管道雙端斷裂，主給水泵立刻超流量過載跳泵，破口先后經歷過冷、兩相以及飽和蒸汽排放。過冷排放階段具有高泄放量、持續(xù)時間短的特點。主泵惰轉后下游聯鎖的閥門關閉，主給水系統(tǒng)壓力降低，破口處的質量流量迅速下降當流體壓力下降到對應狀態(tài)下亞穩(wěn)態(tài)流體的壓力，泄放流體便開始汽化。最后，當主給水管道破口充滿蒸汽時發(fā)生飽和蒸汽的泄放。圖7 為破口尺寸Ⅳ動態(tài)泄放曲線圖。

3.2 四種破口尺寸泄放水量對比分析

按照核島要求的邊界條件及足夠保守的假設下，當第一跨主給水管道發(fā)生破裂時，因為當水噴出得越遠，降溫作用更為明顯后大部分蒸汽會逐漸凝結為水，具體汽化百分比無法計算，故總泄放水量的計算僅考慮流體從管內到剛出破口的一小段過程?？傂狗潘坑梢韵鹿竭M行估算：

式中：Qvi——破口處噴放的瞬時體積流量

αi——破口處的瞬時空泡份額

四種破口尺寸總泄放水量變化圖如圖8 所示。從圖8 可以看出，由于雙端斷裂進程較快，所以總泄放水量最??；當PMS 與除氧器低低水位同時發(fā)出停泵信號時，即在破口尺寸Ⅱ工況下總泄放水量最大，最大的總泄放水量為2 818.831 m3。可以看出當主給水管道破裂尺寸較小時，由于系統(tǒng)發(fā)出停泵信號晚，破口持續(xù)噴放時間較長，第一跨廠房的水淹狀況遠比較大的破口尺寸嚴重。表4 給出了四種破口尺寸停泵時間及流量對比情況。

表4 四種破口尺寸停泵時間及流量對比Table 4 Comparison of the trigger time and flow rate of MWFPs for four kinds of break sizes

4 結論

本文基于FLOWNEX 軟件開展AP1000 第一跨內主給水管道破裂工況分析，依據主給水泵的停泵信號選取了四種典型的主給水管道破口尺寸，針對四種的破裂尺寸得到了不同的事故序列以及四種破口尺寸下所對應的及動態(tài)泄放曲線，主要結論如下：

（1） Flownex 軟件能準確模擬主給水管道破裂后的控制邏輯及動態(tài)泄放過程，分析的結論可作為后續(xù)防水淹設計的指導策略。

（2） 按照核島要求的邊界條件及足夠保守的假設下，當第一跨主給水管道發(fā)生破管時，雙端斷裂噴放的瞬時流量最大，最大流量Qmax= 3 725.09 kg/s，由于雙端斷裂進程較快，所以在該觸發(fā)邏輯下總泄放水量最小。

（3） 若第一跨主給水管道破口尺寸較小，在核島發(fā)出停泵信號之時，除氧器達到低二水位，即在1 200 s 時刻PMS 與除氧器低低水位同時觸發(fā)主給水泵停泵，則此時總泄漏水量最大，最大總泄放水量Vmax= 2 818.831 m3，該破口尺寸工況可作為第一跨防水淹保守工況的輸入。