喻　娜，陈宏霞，张晓华，吴　鹏，张　丹（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都　610213）



核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价

喻娜*，陈宏霞，张晓华，吴鹏，张丹
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都610213）

摘要：本文采用保守的分析方法，评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响，包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明，堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值，一回路压力峰值低于相应的压力限值，从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。

关键词：汽机停机；丧失厂外电源；偏离泡核沸腾比；超压

对于核电厂汽轮机意外停机的事件，当汽轮机截止阀迅速关闭后，流往汽轮机的蒸汽流量将突降为零，设置在截止阀上的探测器检测到汽轮机事故停机后，启动蒸汽旁路排放系统［1］。蒸汽流量突然消失，使得在瞬态初期反应堆一、二回路的温度和压力迅速增加，如果蒸汽旁路排放系统和稳压器压力控制系统正常发挥作用，反应堆冷却剂系统的温度和压力便不会增加很多。如果蒸汽不能旁路排放至冷凝器，则可通过大气释放阀排入大气；如果蒸汽旁路排放系统失效，还可通过蒸汽发生器安全阀排放蒸汽［2］。

在以往对于汽轮机停机事件的分析中，对是否丧失厂外电源这一假设考虑相对较少［3］。本文根据10 CFR 50附录A中GDC17的要求［4］，评价了丧失厂外电源对巴基斯坦卡拉奇核电项目汽轮机停机事件的影响，目的在于验证该瞬态的结果是否能够满足安全准则的要求。汽轮机意外停机事件属于中等频率事件［5］，该瞬态的结果应满足的具体安全准则包括：

（1）必须保证燃料元件的完整性；

（2）必须保证反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。

对于是否满足这两个准则，主要是关注事故过程中堆芯的最小偏离泡核沸腾比（Departure from Nuclear Beiling Ratio，简称DNBR）以及一回路系统压力是否可以满足相应的准则要求［6］，即需进行堆芯完整性分析和反应堆冷却剂系统超压分析。

1　堆芯完整性分析

堆芯完整性分析主要是评估堆芯的最小偏离泡核沸腾比是否高于安全分析限值。偏离泡核沸腾比为临界热流密度与实际热流密度的比值，临界热流密度是指燃料元件发生烧毁时其表面的热流密度。因此，在核电厂的设计中，为保证反应堆的安全，应确保在正常运行、运行瞬态及中等频率事件情况下，偏离泡核沸腾比大于安全分析限值［7］，从而保证燃料元件在相应的工况下不会发生烧毁。

当发生汽轮机事故停机的瞬态时，反应堆二回路系统排热能力减少，一回路中的冷却剂将经历升温升压的过程。根据这些特点，本文对核电厂的初始状态、控制及保护系统的功能假设等皆采用保守的方法进行确定，目的是为了获取较为保守的最小偏离泡核沸腾比值。例如，与堆芯反应性计算相关的参数取为最小反应性反馈对应的值；假设稳压器喷淋有效；初始功率为满功率加上不确定性；初始冷却剂平均温度为名义值加上不确定性；稳压器初始压力为名义值减去不确定性等。此外，考虑了厂外电有效和无效两种情况。对于厂外电无效的情况，针对丧失厂外电的时间进行了敏感性分析［8-9］。

按上述考虑将工况分为以下几类：

（1）工况A：最小反应性反馈、稳压器喷淋有效、厂外电有效；

（2）工况B：最小反应性反馈、稳压器喷淋有效、汽轮机停机时刻丧失厂外电源；

（3）工况C：最小反应性反馈、稳压器喷淋有效、紧急停堆时刻丧失厂外电源。

在瞬态过程中，冷却剂温度上升，由于慢化剂的负反馈效应，将向堆芯引入负反应性，导致堆芯核功率下降。分析中采用最小反应性反馈的假设，降低了慢化剂引入的负反馈效应，继而降低了瞬态过程中核功率的下降幅度。

由于二回路导热能力下降使得一回路冷却剂升温膨胀，稳压器压力将升高，当压力达到稳压器喷淋启动的压力定值时，稳压器喷淋系统的相关阀门开启，来自冷段的水注入稳压器内，降低稳压器压力。

丧失厂外电源将导致反应堆冷却剂泵失电惰转，冷却剂流量降低，从堆芯导出热量的能力下降，从而对冷却剂温度和压力、蒸汽发生器一二次侧换热量等参数造成影响［10］。此外，由于失电导致的反应堆冷却剂泵转速变低及冷却剂流量降低都可能较早地触发紧急停堆保护，例如，可能由泵转速低紧急停堆信号触发停堆。但在本文的分析中为了获得更为保守的结果，并未考虑由冷却剂泵转速低触发的紧急停堆保护。

表1给出了三种不同工况的主要计算结果。图1至图3分别给出了堆芯核功率、反应堆冷却剂流量以及堆芯最小偏离泡核沸腾比随时间的变化情况。

表1　堆芯完整性分析主要结果Table 1 Core integrity analysis result

图1　核功率（堆芯完整性分析）Fig.1 Nuclear power（core integrity analysis）

图2　冷却剂流量（堆芯完整性分析）Fig.2 Coolant flow（core integrity analysis）

图3　堆芯最小DNBR（堆芯完整性分析）Fig. 3 Minimum departure from nucleate boiling ratio （core integrity analysis）

由表1可知，工况A（未失电）、工况C（停堆时刻丧失厂外电源）均由稳压器压力高信号触发紧急停堆保护，而工况B由于假设瞬态初始时刻丧失厂外电源，冷却剂泵失电惰转，导致一回路冷却剂流量降低，在丧失厂外电源后2.76秒时就达到了流量低停堆整定值，从而较早地触发了紧急停堆保护动作。虽然工况B堆芯核功率下降的时刻更早，但是由于该工况下冷却剂流量不断降低，使得堆芯最小偏离泡核沸腾比低于其他两种工况，如图3所示。

由计算结果可知，汽轮机事故停机时刻叠加丧失厂外电源后，会导致瞬态过程中一回路冷却剂流量较早地降低，但同时也更早地触发了紧急停堆保护动作，从而将堆芯功率及时降低，最终确保了堆芯的最小偏离泡核沸腾比仍高于安全分析限值，即堆芯燃料组件没有发生偏离泡核沸腾，堆芯完整性可以得到保证。

同时，对于同样由稳压器压力高信号触发紧急停堆保护的工况，由于丧失厂外电源的时间不同，在瞬态过程中DNBR的变化也存在差异，失电时间越晚，DNBR越大。

2　反应堆冷却剂系统超压分析

汽轮机事故停机将引起反应堆二回路系统排热能力降低，导致一回路的冷却剂温度及压力上升，从而可能危及压力边界的完整性。参考文献［11］指出“国内核电站在超压分析时主要采用的标准是2007年由美国核能管理委员会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）颁布的《标准审查大纲》”［11］。汽轮机事故停机的瞬态属于中等频率事件，对于这类事件，《标准审查大纲》给出的准则是一回路系统最大压力不应超过系统设计压力值的110%。

为了获得保守的一回路压力峰值，本节分析中采用了以下一些假设条件：堆芯反应性相关参数为最小反馈对应的参数、不考虑稳压器喷淋、初始压力为名义值加上不确定性、初始冷却剂温度为名义值加上不确定性等。与堆芯完整性分析相同，本节也分别对是否丧失厂外电源的情况进行了相应的分析［12］。工况说明如下：

（1）工况D：最小反应性反馈、稳压器喷淋无效、厂外电有效；

（2）工况E：最小反应性反馈、稳压器喷淋无效、汽轮机停机时刻丧失厂外电源；

（3）工况F：最小反应性反馈、稳压器喷淋无效、紧急停堆时刻丧失厂外电源。

采用最小反应性反馈使得堆芯产生更多的热量，致使冷却剂的温度上升幅度更大。

稳压器喷淋无效的计算假设使得瞬态过程中稳压器压力上升幅度更大，这是由于没有喷淋水对稳压器进行冷却降压［13］。

对于丧失厂外电源的工况，参考堆芯完整性分析中采用的分析假设，不考虑由反应堆冷却剂泵转速低保护信号触发的紧急停堆。

稳压器卸压阀及安全阀对一回路系统具有超压保护的功能［14-15］，当稳压器压力超过阀门的开启定值时，阀门将打开，进行卸压排放，当稳压器压力低于阀门的关闭定值时，阀门将关闭。在分析中，这些阀门的开启压力定值及关闭压力定值均取为名义值加上不确定性。卸压阀定义为第一组阀门（No.1），安全阀定义为第二组阀门（No.2），第一组阀门的开启定值低于第二组阀门的开启定值。此外，通过两组阀门的流量皆假设为最小值。

表2给出了几种工况下分析的主要结果，图4、图5、图6分别给出了瞬态过程中一回路主泵出口压力、稳压器压力以及通过稳压器阀门排放的流量随时间的变化情况。

表2　反应堆冷却剂系统超压分析主要结果Table 2 Reactor coolant system overpressure analysis result

首先，由表2的事件序列可知，对于汽轮机停机时刻发生厂外电源丧失的工况，由于冷却剂流量低保护信号比稳压器压力高信号出现的时间更早，因此更早地触发了紧急停堆。

从图4至图6显示的参数趋势可知，三种工况的压力变化情况类似，二回路的排热降低使得一回路冷却剂的压力快速上升，并达到稳压器阀门的开启定值，从而稳压器阀门打开，进行卸压排放，使得压力逐渐下降，降至相应的关闭定值后稳压器阀门关闭，排放终止。

此外，由图5还可看出，三种工况中工况E的稳压器压力上升速度更快，并达到了第二组阀门开启的定值，该瞬态过程中稳压器的两组阀门都将开启进行卸压排放，总的排放量大于其余两种工况；而工况D和工况F瞬态过程中稳压器压力仅达到并超过第一组阀门的开启定值，所以只有第一组阀门进行卸压排放，排放总量低于工况E。

综上可知，工况E中厂外电源在瞬态初始时刻丧失，一回路冷却剂流量较早降低，使得压力上升更快，但是由于这种工况下紧急停堆的时间更早，核功率下降更早，并且稳压器两组阀门都开启进行卸压排放，使得这种工况下的一回路最高压力并非是最恶劣工况。而且三种工况的一回路系统压力峰值差异并不大，都低于限制压力，因此，一回路压力边界的完整性不会受到破坏。

3　结论

本文对汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源的瞬态进行了分析评价，分别针对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性（超压分析）进行了评估，结果表明：

（1）堆芯最小偏离泡核沸腾比值高于安全分析限值，燃料元件未发生偏离泡核沸腾；

（2）一回路最高压力低于限值要求，压力边界完整性不会被破坏。

所以，对于巴基斯坦卡拉奇核电厂的汽轮机事故停机瞬态，即使同时发生了厂外电源丧失的情况，该核电厂的设计依然能够确保瞬态结果满足相应的准则要求。

参考文献

［1］王纯，周涛，李豪，等.核电站汽轮机甩负荷事故仿真［J］.汽轮机技术，2012，54（6）：445-447.

［2］臧希年，申世飞.核电厂系统及设备［M］.北京：清华大学出版社，2003.

［3］沈如刚.大亚湾核电厂全厂失电的后果及应急措施［J］.核动力工程，1995，16（1）：23-29.

［4］NRC. 10 CFR part 50 Appendix A General Design Criteria for Nuclear Power Plants［S］. Washingtong DC：NRC，1985.

［5］NRC. NUREG-0800 Standard Review Plan［R］. Washingtong DC：NRC，2007.

［6］朱继洲.核反应堆安全分析［M］.西安：西安交通大学出版社，2000.

［7］严天文，李吉根，张林，等.新建核电厂几个重要安全要求的探讨［J］.核安全，2013，12（S1）：72-76.

［8］焦峰，侯秦脉，车树伟.核电厂丧失厂外电源的经验反馈［J］.中国核电，2013（2）：186-189.

［9］张迅，顾颖宾.田湾核电站失去厂外电源事故处理［J］.中国核电，2009（4）：341-347.

［10］刘映尚，张佰明，谢昌俞.具有大型核电站的电力系统的安全策略和措施［J］.中国电力，2003，33（5）：20-23.

［11］肖红，郑继业，石俊英，等.压水堆核电厂超压分析探讨［J］.核安全，2014，13（3）：50-55.

［12］武杰，刘非.田湾核电站失去两路厂外电源试验实施及方案优化［J］.中国核电，2011，4（1）：15-23.

［13］宋洋.“后福岛”时代秦山核电一厂应对SBO事故分析［J］.科技传播，2013（7）：106-107.

［14］赵飞云，姚彦贵，于浩，等.从核设备设计提升核电安全性的基本思考［J］.核安全，2013（1）：51-54.

［15］杨智慧，张涛.核电厂厂用电供电方式改进分析［J］.核科学与工程，2012，32（S1）：24-30.

Evaluation of Loss of Off-site Power Effect on Turbine Trip Accident

YU Na*，CHEN Hongxia，ZHANG Xiaohua，WU Peng，ZHANG Dan （Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610213，China）

Abstract：Turbine trip with loss of off-site power in PAKISTAN KARACHI nuclear power project has been evaluated. Conservative method is used to evaluate the core integrity and reactor coolant system （RCS）pressure boundary integrity. The result shows that the minimum departure from nucleate boiling ratio（DNBR）in the core is higher than safety analysis limited value and the maximum pressure in RCS is lower than pressure limited value. Then it is proved that the plant design could ensure the safety in the case of turbine trip accident with loss of off-site power happens.

Key words：turbine trip；loss of off-site power；DNBR；overpressure

中图分类号：TL364

文章标志码：A

文章编号：1672-5360（2016）01-0043-05

收稿日期：2016-01-03修回日期：2016-02-18

基金项目：核反应堆系统设计技术重点实验室资助项目，项目编号ZDSY-ZSYX-14-12-001

作者简介：喻娜（1984—），女，贵州六盘水人，硕士，现主要从事反应堆热工水力和安全分析的研究工作

*通讯作者：喻娜，E-mail：anuyguizhou@163.com