刘立欣 郑利民 周全福

(上海核工程研究设计院 上海 200233)

核电厂运行瞬态是指在核电厂功率运行期间经常或定期发生的瞬态事件，如核电厂升温升压或降温降压，以及在允许范围内的负荷变化等[1]。根据设计要求，在核电厂运行瞬态下，运行参数与反应堆保护系统整定值之间应具有足够的裕量，不应触发反应堆保护系统动作。为此，需要通过核电厂运行瞬态分析研究，验证核电厂控制系统的有效性。

本文主要分析核电厂五个典型的运行瞬态工况，包括：10%阶跃负荷增大(15%FP至25%FP)、10%阶跃负荷减小(100%FP至 90%FP)、5%FP/min线性负荷增大(30%FP至 100%FP)、额定功率下全部甩负荷至带厂用负荷运行以及反应堆停堆。在分析中，重点模拟AP1000六大主要控制系统，包括反应堆功率控制、反应堆快速降功率、主蒸汽旁排控制、稳压器液位控制、稳压器压力控制以及蒸汽发生器水位－给水控制系统等。分析验证了在典型的运行瞬态下核电厂可满足设计要求，不触发反应堆停堆保护信号，依靠控制系统就可使核电厂达到安全稳态运行，且具有较大的运行裕量。

1 分析方法和假设

1.1 分析方法

应用RELAP5程序进行核电厂运行瞬态分析。RELAP5程序是美国爱达荷国家工程实验室(INEL)研制的轻水堆系统瞬态热工水力分析程序，基于瞬态一维、两相流体、六方程水力学和一维热传导及点堆中子动力学模型，可用于模拟轻水堆反应堆冷却剂系统(RCS)失水事故(LOCA)、未能实现反应堆紧急停堆的预期瞬态(ATWS)、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)、主蒸汽管道破裂(MSLB)、丧失给水(LOFW)等事故和瞬态热工水力行为，是现有的物理模型较完善且国际公认应用最为广泛的大型瞬态系统分析程序之一。……