AP1000失水事故时主泵运行对事故缓解的不利影响

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【摘 要】ap1000型反应堆在发生失水事故时，主泵的持续运行会给事故的缓解带来不利的影响。失水事故发生后，主泵压头的存在，可能使操纵员对堆芯液位和堆芯冷却状况产生误判。堆芯补水箱触发后，主泵持续运行，导致堆芯补水箱中浓硼酸溶液不能进入堆芯。通过对CMT注射压头的定量计算，说明了AP1000主泵惰转对CMT注射的影响。结论表明，通过设置合理的专设触发信号和运行规程的优化，可以保证AP1000电厂在发生失水事故时，能够可靠的停运主泵并实现堆芯的持续冷却。

【关键词】AP1000；失水事故；堆芯补水箱；主泵；堆芯冷却；不利影响

1 概述

AP1000电厂的主系统采用双环路，每个环路设置2台主泵（RCP，下同），每台机组共设4台主泵。泵壳与蒸汽发生器底封头出口接管和冷管段焊接，整体通过蒸汽发生器获得支撑。蒸汽发生器下部球形封头隔室的另一侧与主管道的热段相连接。

AP1000堆芯补水箱（CMT，下同）是类似于传统电厂高压安注的设计，共设计有两个CMT，每个CMT容积为71m3，，其中含有3500ppm的硼酸溶液。CMT上部分别与II环的两个冷段相连，两台CMT出口分别与两条堆芯直接注入管线（DVI）相连。

AP1000主系统如图1所示。

2 正常情况下AP1000失水事故事故序列及缓解机制

一旦发生LOCA事故，稳压器压力下降至13.2MPa，反应堆紧急停堆。稳压器压力下降至12.5MPa，触发安全驱动信号，安全驱动信号触发CMT提供高压注射。当冷段排空时，CMT注入流量增加。CMT液位低-3信号将驱动各级自动泄压系统阀门动作。首先第一级卸压启动，延迟一定时间后，第二级卸压启动。第二级动作后延迟一定时间后第三级卸压启动。当CMT液位降至低-6液位，该信号与第三级ADS动作延时和主系统低压力符合驱动第四级ADS动作。第四级阀门连接到两个热段，并且在高于最大安全壳淹没水位的高度直接排放到主系统环路隔间。

安全壳内换料水箱（IRWST，下同）出口管线的爆破阀在第四级ADS驱动信号后开启。

当IRWST液位降到低3液位时，安全壳内的液位已经达到足以提供再循环流的液位高度。IRWST的低3液位信号开启再循环管线爆破阀。

最终安全壳内水的自然循环为堆芯提供长期的再循环冷却。

3 主泵运行对事故缓解的不利影响

3.1 LOCA事故后主泵运行对堆芯冷却情况判断的影响

正常运行、瞬态期间以及事故工况下，主泵的运行可以增强堆芯的冷却能力。但是在LOCA事故时，主泵的运行会对操纵员对堆芯冷却情况的判断产生误导。

LOCA事故后，主系统压力下降，冷却剂会发生部分汽化，如果此时主泵依然在运行，在主泵压头的作用以及主泵叶轮的搅浑作用下，蒸汽和水一起在主系统中流动，给堆芯带来一定的强迫冷却，使得堆芯参数（如堆芯出口热电偶温度）并不会表现出明显变化。冷却剂的部分汽化后，冷却剂总体积变大，稳压器液位不会下降，甚至可能会升高，因此，从稳压器液位来看，堆芯水装量可能是满足要求的，而通常情况下堆芯水装量是判断堆芯冷却情况的重要依据。因此，主泵的运行，使得操纵员不能够及时的对堆芯冷却情况做出正确判断。再者，如果随后主泵由于其他原因（气蚀、振动超标等）停运，那么由于冷却剂停止流动，冷却剂中的汽泡与水迅速分离，堆芯水位会急剧下降，造成堆芯。

在事故后及时停运主泵，如果稳压器液位保持在高位而堆芯出口热电偶（CET）温度持续增长，则可以判定堆芯水装量已经不足，堆芯趋向于。

在美国三哩岛核事故中，事故发生后1小时41分钟内，主泵一直处于运行状态，在主系统已经饱和及局部汽化的情况下，由于主泵的运行，给堆芯带来了一定的冷却剂流量，而稳压器液位也由于冷却剂汽化而保持在高位。操纵员未能及时发现堆芯冷却已经不足，堆芯区域已经汽化和，反而手动调小了高压安注流量以维持稳压器液位。在1小时41分时，最后一台主泵由于振动大（发生了气蚀）保护停运，冷却剂中汽泡分离，堆芯水位迅速下降，堆芯并很快造成燃料组件融化。

在三哩岛事故之后，核电界开始考虑堆芯液位仪表和堆芯含汽率仪表的应用，通过监视堆芯液位和堆芯含汽率，可以帮助运行人员了解堆芯冷却情况并根据实际情况及时停运主泵。AP1000没有设置堆芯液位仪表和堆芯含汽率仪表，因此，LOCA事故后，主泵运行对堆芯冷却情况的判断也会产生同样的不利影响。

3.2 堆芯补水箱（CMT）触发后，主泵运行对CMT注射的影响

正常运行时，CMT上部与一回路冷段连通，CMT出口隔离阀保持关闭，CMT与主系统压力一致。在LOCA事故，丧失热阱等事故情况下，触发CMT动作，打开CMT出口隔离阀，将高浓硼酸溶液（3500ppm）注入堆芯，实现堆芯硼化和冷却。

CMT向堆芯注入的驱动力是CMT与堆芯的高度差和密度差。CMT底部标高为110英尺，DVI管线标高为99英尺，因此CMT与堆芯的高度差约为11英尺（3.35米）。正常运行时，CMT虽然与主系统冷段连通，但由于CMT中硼酸溶液处于滞止状态，因此CMT温度与安全壳大气温度一致，在25℃左右。而正常满功率运行时主系统冷却剂平均温度为300.9℃，因此CMT与主系统存在着密度差。在高度差和密度差的共同作用下形成了CMT向堆芯注射的驱动压头。

事故工况下，若主泵停运，那么由于CMT与主系统连通，CMT压力与主系统压力基本一致，CMT可以在上述驱动压头的作用下向堆芯注射。若CMT触发后，主泵依然在运行，就会使得压力容器下降段、DVI管线注入口处的压力升高，显著降低CMT向堆芯的注射。也可以用伯努利方程来进行定性的说明：

DVI注入口处的总压P=p静压+ρgz位压+ρu22（动压） （1）

其中u为流体的速度，主泵运行情况下，在主泵的压头作用下，冷却剂沿压力容器下降段流动的流速u比主泵不运行时的流速大的多，因此，使得伯努利方程中的（动压）增大，从而使DVI管线注入口处的总压升高，CMT通过DVI管线注入流量会显著下降。

在AP1000的概率安全分析报告（PRA）中，涉及CMT的失效，对堆芯损坏概率贡献最大的事件序列为ADS误动作始发事件（属于LOCA事故），1个或2个ACC正常动作，叠加CMT失效。该事件序列的发生概率为2.13E-08，可能造成的堆芯损坏概率为2.13E-08，占AP1000总的堆芯损坏概率（2.41E-07）的8.82%（table 19.59-3），在可能导致堆芯损坏的主要事件序列中占第3位。而“CMT管线破裂”始发事件导致的潜在堆芯损坏概率为3.68E-09，占AP1000总的堆芯损坏概率（2.41E-07）的1.5%。由此可见，事故后，CMT能否正常运行，对缓解堆芯损坏具有重要意义。

3.3 主泵惰转与CMT注射之间的矛盾

从3.2的分析可知CMT触发后，若主泵继续运行会影响到CMT的注射流量，但为增加失去电源后堆芯的热工裕量（偏离泡核沸腾比，DNBR），核电厂主泵均设计有飞轮，AP1000核电厂也不例外。主泵电机设置上下两个钨合金飞轮，以提高泵的转动惯量，延长惰转时间。这显然是一对矛盾，也即考虑到CMT的运行，主泵的惰转时间不应该很长。

下面通过简单的计算来量化主泵惰转与CMT注射之间的矛盾。

首先考虑正常运行时的工况，假设反应堆满功率运行，四台主泵100%转速运转，堆芯总流量Q=68516m3/hr。主系统冷段中心标高102英尺8英寸，DVI注射管线中心标高99英尺。满功率冷段温度281℃，在主系统运行压力15.4MPa下，对应水的密度为764.15kg/m3。 CMT出口管线温度取常温25℃，在主系统运行压力15.4MPa下，对应水的密度为1003.83kg/m3。取DVI管线中心线为基准面。

则根据式（1），有：

CMT出口接近DVI管线中心处总压P1=p静压+ρgH （2）

其中，H为CMT与DVI高差，为3.35米；由于CMT顶部与主系统冷段相连，故式子中的P（静压）即为主系统冷段压力。

DVI管线与压力容器接口处总压P2=p静压+ρgh+ρu22 （3）

其中，P（静压）为主系统冷段压力；h为主系统冷段中心线与DVI管线中心线高差，为3英尺8英寸（1.1176米）。u为DVI管线与压力容器接口处冷却剂流速，可以根据公式

u=QA=Q/π4D2-d2 （4）

来计算，其中Q为冷却剂体积流量，A为反应堆压力容器内壁和堆芯吊篮形成的堆内环形冷却剂下降段截面积。已知压力容器内壁直径D=4.0386米，堆芯吊篮直径d=3.499米，带入式（4）可得u=5.97m/s。

根据上述参数，可计算求得，正常运行工况下：

P1=p静压+ρgH=p静压+1003.83×9.8×3.35=p静压+32.96E3（Pa） （5）

P2=p静压+ρgh+ρu22=p静压+764.15×9.8×1.1176+12×764.15×5.972=p静压+22.4（Pa） （6）

所以，CMT注入堆芯的驱动压头P= P1- P2=10.53E3（Pa）（7）

假定DVI管线无摩擦损失和形阻损失，即式（7）得到的驱动压头全部用来提供动压，则由P=可解得u’=4.58m/s，考虑到DVI管线直径为8英寸（0.2032米），可计算得到DVI管线注射的体积流量可达532 m3/hr，CMT体积为71 m3，，那么CMT排空需要时间约为8分钟。

必须指出，这里计算得到的CMT排空需要时间8分钟，是在没有考虑DVI管线流动摩擦损失和形阻损失（CMT至压力容器的DVI管线上串联有4个阀门）前提下得到的，实际上在考虑摩擦损失和形阻损失之后，CMT的注射流量会远小于上述计算值。

从上述P的计算过程可以看到，要想保证CMT的注射效果，必须增大P1或减小P2，显然P1由反应堆布置确定，无法改变，只能靠减小P2的值。

AP1000设计的主泵惰转与堆芯流量曲线如图2所示。根据图2，在主泵停运后10秒，主系统高流量降低到约为额定流量的0.33，根据式（4）、（6）、（7），可计算得此时的P约为，对应的CMT注射流量可达790m3/hr。

因此，从计算可以看出，由于主泵惰转的存在，在停泵后的十几秒内，确实对CMT的注射存在一定的影响。

4 AP1000设计对上述问题的应对措施

为消除上述两种情况下主泵运行给事故缓解带来的不利影响，AP1000采用的办法是事故后，及时的把主泵停下来。虽然对于第一种情况，停运主泵会使堆芯较早的丧失强迫循环冷却流，但AP1000设计有非能动余热排出热交换器（PRHR），PRHR设计在安全壳内部，冷却剂从热段进入PRHR，被冷却后从冷段返回堆芯（如图1所示），整个过程靠冷却剂温度差和高度差实现自然循环。依靠自然循环，PRHR的冷却能力约为1.5%额定满功率。

AP1000通过多方面的设计来保证事故后可靠停运主泵。

4.1 安全级和非安全级的多重停泵信号

安全级保护信号通过基于COMMON Q平台的安全级保护系统（PMS系统，下同）自动触发主泵跳闸。在LOCA事故下，稳压器压力低3（12.5MPa）或安全壳压力高2（42.75kPa）或主系统冷段温度低（263°C）信号触发安注信号（S信号，下同），S信号触发CMT动作和所有主泵跳闸。

PMS系统还可以通过稳压器液位低2（10%）信号触发CMT动作和主泵跳闸。

非安全级保护信号通过多样化驱动系统（DAS）自动触发主泵跳闸。在LOCA事故下，由稳压器液位低（7.5%）信号，触发CMT动作和主泵跳闸。

上述安全级信号和非安全级信号均有手动回路，若自动信号未能触发，可手动触发CMT动作和主泵跳闸。

4.2 高可靠性的主泵电气回路设计

主泵的供电回路从中压母线开始，串联三台断路器，其中靠近中压母线的一台断路器为非1E级断路器，另外两台布置在核辅助厂房的断路器均为1E级断路器。3台断路器中任何一台跳闸，都能够使主泵跳闸。AP1000 概率安全分析（PRA）给出的主泵跳泵失效（不考虑操纵员动作）的概率为5.9E-04（table 19.59-14），保持在较低的水平。

4.3 运行规程的优化

在事故运行规程（E规程，下同）中要求，CMT触发后，确认主泵停运，若主泵没有自动停运，则由操纵员手动停运主泵。比如事故规程E-0（停堆与安注）第6步确认CMT触发，第7步即要求确认（ENSURE）所有主泵停运，若主泵没有自动停运，则要求操纵员手动在主控分闸主泵1E级断路器（2个）和非1E级断路器，若在主控不能分闸主泵断路器，则要求立即通知操纵员，就地分开主泵断路器。主泵1E级断路器位于12212和12312房间，位于主控室（12401房间）的楼下，可通过主控门口电梯或楼梯快速到达。

为防止操纵员在事故期间意外的重新启动主泵，在E规程中规定重新启动主泵前，确认安注信号没有触发或安注已经终止。比如在事故规程ES-1.1（安注终止）中，只有在安注已经终止，安全相关系统如CMT、PRHR、非能动安全壳冷却系统等已经隔离，电厂辅助系统如设备冷却水系统、安全壳厂房循环冷却系统、主控室通风系统等已经恢复的情况下，才允许重新启动主泵。

4.4 主泵惰转时间的选择

AP1000设计了如图2所示的主泵惰转曲线，使得主泵惰转对CMT注射的影响得到了控制，可以在较短时间内实现CMT的有效注射。

5 结论

在AP1000 LOCA事故工况下，主泵的运行会对事故的判断和事故的缓解产生不利的影响，通过采取相应的措施，可以保证在LOCA事故后，及时停运主泵，从而避免主泵运行带来的不利影响。

电厂操纵员应对失水事故情况下，主泵运行给事故缓解带来的不利影响应有清醒的认识，若发生主泵自动停泵失效，操纵员应在第一时间手动停泵。

参考文献：

[1]苏荣福.AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计[J].中国核电，2014（1）.

[2]电站系统与通用设备.三门核电培训教材.

[3]郝老迷.核反应堆热工水力学[M].原子能出版社，2010.