李健 王克成 罗亮 张倬

【摘 要】针对三代核电关于低温水密实工况超压保护的安全要求，ACP1000反应堆冷却剂系统设计采用了稳压器安全阀（PSRV）提供低温超压保护的方案，其保护原理是在低温工况下通过保护系统控制电磁先导装置进而驱动安全阀开启/关闭。本文针对ACP1000反应堆冷却剂系统低温超压保护方案开展安全分析研究，首先通过安全阀鉴定试验的结果确定了偏保守的阀门卸压模型，并建立了瞬态过程的阀门动态模型。然后选取启/停堆工况下极限的瞬态事件作为初因假设，开展了反应堆冷却剂系统瞬态工况模拟，最终获得了ACP1000核电厂启/停堆工况下稳压器安全阀提供低温超压保护的安全性评价结果。

【关键词】稳压器安全阀；低温超压保护；水密实；启/停堆工况；安全分析

中图分类号： TL364 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）05-0015-003

【Abstract】In view of the safety requirements of the third generation nuclear power plant for overpressure protection in low-temperature water-tight conditions，the design of the ACP1000 reactor coolant system uses Pressurizer Safety-valves （PSRV） to provide low-temperature overpressure protection.The principle of protection is that the protection system controls the solenoid pilot to actuate the safety-valves on/off.In this paper，the safety analysis of low temperature overpressure protection solutions of ACP1000 reactor coolant system is carried out.Firstly，the conservative valve relief model is established by the results of the safety valve verification test，and the valve dynamic model of transient process is established.Then，the transient events under the start/shutdown conditions are selected as the initial hypothesis to simulate the transient conditions of the reactor coolant system.Finally，the safety analysis results of the Pressurizer Safety-valves to provide low-temperature overpressure protection is obtained under the start/shutdown condition of the ACP1000 nuclear power plant.

【Key words】Pressurizer Safety-valve；Low-temperature overpressure protection；Water tightness；Start-up and shutdown conditions；Safety analysis

0 前言

ACP1000是我國自主设计的具有三代核电水平的百万千瓦级压水反应堆，其反应堆系统设计在二代核电厂M310堆型基础上进行了诸多改进和优化，以满足三代核电设计相关标准和要求。我国核安全导则[1]明确要求“对于压水堆，在低温运行时（如在稳压器处于水密实工况下的启动和停堆过程中）提供超压保护”。美国核管会的技术见解[2]也指出“特别要关注低温水密实工况下的超压保护”。“低温水密实工况”是指反应堆处于停堆，稳压器满水的状态，此时冷却剂温度一般低于120℃，核电厂必须采取有效的保护措施以防止冷却剂系统超压。在现有的M310核电厂中，低温超压保护功能由接入反应堆冷却剂系统的余热排出系统（RHRS）的安全阀提供。在启/停堆工况下由于存在RHRS被误隔离或者RHRS安全阀出现故障的可能性，旨在应对该卸压途径不可用情况下发生的超压瞬态事件，ACP1000核电厂采取了稳压器安全阀（PSRV）提供低温超压保护的改进方案。

本文针对ACP1000稳压器安全阀（PSRV）提供低温超压保护方案开展了评价模型研究，通过假设的极限条件下的超压事故工况瞬态分析，评价ACP1000核电厂启/停堆工况下的事故预防与缓解措施的安全性。

1 ACP1000低温超压保护方案

ACP1000核电厂采用稳压器安全阀（PSRV）提供低温超压保护，该方案的原理可以概括为“手动建立，自动保护”。具体来讲，在启/停堆工况期间，当满足低温超压保护的温度范围时相应的报警信号出现，操纵员手动将PSRV工作模式由“正常保护模式”切换到“低温保护模式”。当反应堆冷却剂系统压力超过阀门开启整定值时，由相应的控制逻辑和设备自动触发PSRV开启，防止冷却剂系统超压，确保压力边界的完整性。PSRV开启后系统压力下降到一定水平时，自动关闭PSRV，防止过度卸压。

低温超压保护方案关联的主要设备包括PSRV、测量系统、控制保护逻辑以及操纵员接口。其中，PSRV采用了SEBIM公司的双控先导式阀门，由三组并联的先导式安全阀构成，每组安全阀除了设置有功率运行工况下执行超压保护功能的弹簧先导装置以外，还设置有用于将安全阀强制开启的电磁先导装置。在启/停堆工况下执行低温超压保护功能，是通过系统压力测量信号触发PSRV电磁先导装置动作，进而驱动安全阀主阀开启/关闭。

3 稳压器安全阀模型

3.1 阀门卸压模型

PSRV为低温超压保护方案的关键设备，安全阀的启闭定值和卸压能力是安全系统设计的重要指标，需建立相适应的阀门卸压模型。在启/停堆工况，按照电厂运行模式，当冷却剂温度低于120℃时，反应堆冷却剂系统处于水密实状态，因此，选取单相水排放模型作为安全阀的卸压模型。下面对两种典型的单相水排放模型进行分析。

1）修正的ZALOUDEK模型

修正的ZALOUDEK模型适用于过冷水临界流计算，见公式（1）和（2）：

2）阀门标准模型

阀门标准模型见公式（3），其中阀门排放系数需要相应试验提供。

3. 阀门标准模型

将以上两种单相水排放模型的计算结果与安全阀鉴定试验结果进行对比（见图1），在相同压力范围内，ZALOUDEK模型的计算值较鉴定试验值偏大，对超压分析而言该模型不保守。采用阀门标准模型，当？灼取值为0.441时，相同压力下阀门排放流量计算值低于鉴定试验值，并且具有10%的分析裕量，因此，低温水密实工况超压分析选取阀门标准模型。

3.2 阀门动态模型

在超压瞬态分析中利用系统程序对安全阀在瞬态过程中的响应动作进行模拟，拟计算出稳压器安全阀的开启时刻、动作时间以及开度等，根据安全阀的开度可以获得阀门当前时刻的过水流量，阀门的动作时间包括阀门的开启时间和关闭时间。针对瞬态过程建立的安全阀动作模型如下：

第一步，计算阀门达到开启整定值的时刻。

由图2可知，假设（T-DT，T）时间范围内系统压力为线性变化，其中，POLD为T-DT时刻测量点位置的压力，P为T时刻测量点位置的压力，计算阀门达到开启整定值PO的时刻TOUVSPR。如果TOUVSPR在（T-DT，T）范围内，说明阀门在当前计算步长内达到开启压力，需进一步计算阀门开度；如果TOUVSPR大于T，说明阀门在当前计算步长内未达到开启压力。

第二步，计算阀门的开度。

1）如果T-DT时刻阀门未开启，且阀门达到开启整定值的时刻位于当前计算步长内，则：

式中，OUVSP0为阀门初始开度；TRO为阀门开启的死区时间，也就是TOUVSPR时刻达到阀门的开启整定值，TOUVSPR+TRO时刻阀门才开始打开；DTO为阀门完全打开所需的时间，等式右边第二项表示T时刻阀门增加的开度；

2）如果T-DT时刻阀门已开启，且阀门达到开启整定值的时刻小于T-DT，这时阀门处于持续开启状态，开度计算方法同1）；

3）如果OUVSPR大于1，则阀门完全打开，置开度为1。

需要说明的是，由图3可知曲线I表示程序模拟的阀门开启是线性的，而曲线II反映了实际的阀门开启特性，针对超压分析而言，程序模拟的阀门特性是偏保守的。

4 安全评价

系统超压分析通常选取极限的能量输入或质量输入工况作为初因事件，经论证分析，在ACP1000核电厂启/停堆工况下，反应堆冷却剂泵误停后再启动和中压安注误动作引起的系统超压是这两类工况中最严重的。因此，通过对这两种工况的瞬态计算，以评价ACP1000稳压器安全阀提供低温超压保护方案的有效性。

4.1 评价准则及分析输入

根据ACP1000反应堆冷却剂系统压力-温度限制曲线，当反应堆冷却剂温度小于反应堆压力容器材料无延性转变参考温度时，反应堆冷却剂系统压力超过低温状态下的压力限值4.6MPa可能引起压力容器局部发生脆性断裂。因此，反应堆冷却剂系统低温水密实工况安全评价的压力限值取4.6MPa。

采用THEMIS程序进行计算，THEMIS程序能够模拟压水堆核电站瞬态工况下的系统响应过程。对低温水密实工况反应堆各个部件的初始状态、稳压器安全阀特性、质量输入和能量输入工况的初因事件进行建模。在分析建模时需全面考虑单一故障、测量通道的延迟时间和精度、安全阀的背压、阀门动作的死区时间和行程时间、阀门开启/关闭的压力整定值等具体参数值。

4.2 中压安注误动作

当反应堆冷却剂系统处于单相满水时，由于各种原因，如操纵员误动作，中压安注泵投入运行。由于反应堆冷却剂系统处于单相满水状态，这种额外的质量注入将迅速引起反应堆冷却剂系统和余热排出系统压力升高，升高的幅度取决于质量注入的速率。分析中假设全部两列中压安注误启动且最小流量管线关闭，三组稳压器安全阀中有两组有效。

图4比较了RHRS安全阀和稳压器安全阀分别独立应对该事件的卸压效果，从图中可见依靠稳压器安全阀卸压的系统压力峰值为4.47MPa，没有超过低温工况下的压力限值4.6MPa。而单独依靠RHRS安全阀卸压则不能有效缓解压力瞬态，瞬态初期系统压力峰值达到4.91MPa。

图5比较了瞬态过程中RHRS安全阀和稳压器安全阀的过水流量，两种安全阀的过水流量基本相当。在阀门动作时间的性能指标上，稳压器安全阀优于RHRS安全阀，由此可见安全阀的动作时间在缓解系统瞬态压力方面起主要作用。

4.3 反应堆冷却剂泵误启动

在啟/停堆工况，反应堆冷却剂系统处于水密实状态，反应堆冷却剂泵有可能停运，系统持续降温，蒸发器二次侧热量没有及时导出，在一段时间后一次侧和二次侧间就建立起温差。当反应堆冷却剂泵重新启动后，一回路较冷的冷却剂流经蒸汽发生器会被加热。由于系统处于单相满水状态，冷却剂被加热后体积膨胀会导致系统压力升高，升高幅度取决于一、二次侧温差的大小。

分析中考虑一、二次侧最大温差为160℃，实际温差远小于该数值，假设三组稳压器安全阀中有两组有效，该工况反应堆冷却剂系统压力峰值为4.16MPa（见图6），小于低温工况下的压力限值4.6MPa。总的来看，对于ACP1000而言，能量输入工况瞬态压力峰值低于质量输入的工况。

5 结论

ACP1000系统设计利用稳压器安全阀提供低温超压保护，根据稳压器安全阀和控制系统设计参数建立了偏保守的安全分析模型，分别针对中压安注误启动和反应堆冷却剂泵误启动两种极限的初因事件，利用系统程序开展了低温工况下反应堆冷却剂系统的超压瞬态模拟，评价了ACP1000低温超压保护方案的有效性。安全分析结果表明：

（1）针对启/停堆工况可能出现极限的质量输入和能量输入瞬态工况，反应堆冷却剂系统压力峰值满足限值要求，稳压器安全阀提供低温超压保护的方案满足安全要求。

（2）对于ACP1000系统而言，质量输入瞬态工况的压力峰值比能量输入工况的峰值大很多，建议加强低温水密实工况中压安注误动作的防范措施及运行监督要求，例如进入低温工况后打开中压安注泵的最小流量管线，以减小中压安注启动工况下注入的冷却剂速率。

【参考文献】

[1]HAD102-08，核动力厂反应堆冷却剂系统及其有关系统的设计，第4.2.8.3节.

[2]NRC Branch Technical Position 5-2， Overpressure Protection of Pressurized Water Reactors While Operating at Low Temperature，Standard Review Plan，U.S.Nuclear Regulatory Commission，March 2007.