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摘 要：文章针对非能动电厂的特性,采用改进的分析方法,对反应堆冷却剂完全丧失强迫流动事故进行计算,并对相关参数进行敏感性分析.

关 键 词 ：丧失全部流动；惰转；DNBR

1.前言

本文计算目的是对AP1000内陆电厂完全丧失强迫流动事故进行分析.本文计算使用LOFTRAN、VIPRE和FACTRAN程序.

2.分析方法与假设条件

2.1 分析方法

非能动核电厂的失流事故设计与目前在役电厂有质的不同,因为设计中采用了屏蔽泵和双冷段设计.

AP1000内陆核电厂与现役常规电厂的关键差异在于：

（1）使用主泵低转速停堆功能,而不是低频率停堆.

（2）对于全部失流事故,考虑堆芯流量降低而使用较短的落棒时间.

本文第4.2节对母线频率降低速率事故进行评价（对于降频率事故,大亚湾核电厂分析中频率下降的速率假定为4Hz/s,因国家核安全局对频率下降速率没有给出明确的规定,目前暂保守地使用5Hz/s的降频率速率进行分析）.得到如下结论：低频率事件的事故后果没有RCP自由惰转事件严重.

2.2 假设条件

计算中,初始工况为热态满功率条件,采用最小测量流量（MMF）的名义运行工况,不考虑功率、温度、压力和流量的不确定性,考虑10%的SG堵管.假设条件考虑如下：

（1）反应堆紧急停堆信号

在全部失流事故中,由保护和安全监控系统（PMS）提供四取二的主泵低转速紧急停堆功能.单一失效假设一个停堆系列失效,但不影响PMS的停堆功能.

RCS低流量作为多样性停堆功能的备用信号.每个冷段设置了4个流量传感器.

（2）控制系统

稳压器压力控制系统无效.

蒸汽旁排（汽轮机旁通）无效.

棒控系统无效.

主给水控制假设在初始满功率条件到停堆前可运行.停堆后,主给水系统假设终止流量.

不模拟启停给水投入.

（3）堆芯中子动力学参数

（4）停堆反应性

AP1000使用屏蔽冷却剂泵.该类型泵的下滑速率大大高于现役电厂外带飞轮的冷却剂泵.为增加全部失流事故余量,考虑RCS流量降低的效应,事故分析中使用的停堆反应性引入曲线的落棒时间更短,控制棒下落至缓冲段的时间为2.09s,完全插入堆芯所用时间为2.85s.而在全流量分析中,这两个时间分别为2.47s和3.368s.

（5）堆芯DNBR计算

在失流事故中,对应堆芯最小DNBR的时刻冷却剂温度没有明显增加.因此,冷却剂温度假设保持为初始值.另外,不考虑压力升高对堆芯DNBR的好处.压力假定保持为初始值.

3.验收准则

根据ANSI N18.2-1973[1]对设计基准事故进行分类.在ANSI N18.2-1973中,全部失流事故被归类为“稀有事故”,即Ⅲ类工况.考虑到事故分类和验收准则的设定,美国NRC不采用ANSI N18.2-1973的准则.NRC的验收准则在“NUREG-0800-标准审查大纲”[2]第15.2节中给出.NRC将全部失流事故视为“中等频率事故”.SRP的验收准则如下：

准则1：反应堆冷却剂系统和主蒸汽系统的压力必须低于其设计压力的110%

对于超压计算而言,失流事故可由汽机甩负荷/汽机停机（LOL/TT）包络.LOL/TT的假设条件对计算RCS系统和MSS系统压力瞬态是足够保守的.在失流事故中,停堆后汽机停机.而在LOL/TT中,汽机停机是始发事件.在LOL/TT中,一次侧和二次侧的功率不匹配和RCS、MSS升温升压瞬态比失流事故严重.因此,对于失流事故,不必计算MSS压力.

准则2：须保持燃料棒包壳完整性,即堆芯最小DNBR必须高于压水堆95/95限值.

以上准则由最小DNBR高于95/95 DNBR限值所满足.根据参考文献,AP1000在分析中使用了RTDP方法,其DNBR安全分析限值为1.50.

准则3：在没有其它独立发生的故障情况下,中等频率事故不应导致更严重的电厂条件.

该准则由稳压器安全阀保持可用性满足.西屋公司保守地应用了更严格的Ⅱ类工况准则,即不能通过稳压器安全阀排水.对于失流事故,稳压器不会发生满溢.因此,在没有发生其它故障情况下,失流瞬态将不会导致更严重的电厂条件.

4.计算结果

本文分析两个全部失流工况,分别为低转速工况和低频率工况,并进行了DNBR子通道计算的敏感性分析,得出关于轴向功率分布影响的相关结论.

4.1 低转速工况

该事件分析中使用VIPRE子通道程序计算堆芯DNBR.为进行堆芯DNBR分析,需提供由LOFTRAN程序和FACTRAN程序分析得到的状态点.可见,瞬态过程中,堆芯最小DNBR值为1.515,大于安全分析限值1.5.冷却剂泵持续惰转,同时,可建立自然循环流动.在反应堆停堆后,核电厂将达到稳定状态,随后可以实施正常停闭的操作.

4.2 低频率工况

在低频率事件中,假定标准的频率降低速率为5Hz/s且为常数.低频率瞬态将使得RCP转速随着频率降