1、某核电机组自然循环分析及规程改进【摘 要】针对某核电机组的实际运行情况，结合建厂初期自然循环流量试验，通过运用 Matlab 软件模拟计算，给出了反应堆停堆后自然循环流量和热段温升随时间的变化趋势，以及针对这一趋势特点提出几点改进应急 EOP 规程的建议。 【关键字】自然循环；强迫循环；汽腔 中图分类号： TK124 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）03-0159-003 The analysis of the natural circulation and improving the EOP rule in a nuclear Plant WEI Jun-an S
2、UN Chao WANG Ji-huan HE Bin （Nuclear Nuclear Power Operations Management Co.， Ltd.， Jiaxing， Zhejiang 314300， China） 【Abstract】According to the actual situation of a nuclear Power Plant， linking to the experiment of the natural circulation in the early found the nuclear Power Plant， and using the so
3、ftware of Matlab to simulated calculation， we get some operation data about the natural circulation flow and the hot part temperature rise trend with the time. According to this trend， we also give some suggestion that it can improve EOP rule. 【Key words】The natural circulation； The forced circulati
4、on； Chamber 0 背景 自?母菏鹿手? 后，核电厂的安全越来越成为公众关注的焦点。非能动设备和运行方式的研究也成为后福岛时代核电厂设计的原则。自然循环是指在闭合系统中不依赖外界动力源，仅仅由冷热流体间的密度差形成的浮升力驱动流体循环流动的一种能量传输方式。某核电机组设计于上世纪 80 年代，一回路采用两回路堆芯冷却方式，在主泵故障和全厂失电或破口事故情况下，堆芯的自然循环能力大小直接影响反应堆的固有安全性。 本文通过对某核电机组停堆后自然循环流量的分析，给出了一些建议，仅供参考。 1 影响自然循环的因素 1.1 位差 取决于反应堆堆芯和蒸汽发生器直接的高度差。位差在设计时就已经确定，
5、某核电机组堆芯和蒸汽发生器的位差是 9.935m，其对自然循环能力的影响是固定的有限的 1.2 密度差 密度差主要是由于堆芯热段与冷段之间的温度差引起的，温差越大自然循环能力也就越强。 1.3 回路中的含汽率 自然循环是闭合回路，如果当中某一段出现了汽化，使得汽体阻碍了自然循环的路径，自然循环将会中断。 2 堆芯自然循环能力计算 2.1 压水堆核电厂停堆后剩余功率 反应堆在停堆后，对于以恒定功率长期持续运行的轻水反应堆，当引入的负反应性大于 4%时，如果反应堆的停堆前以功率 P（0）连续运行了 t0，则停堆后 t 时刻的衰变功率为： 式中 A、 值与停堆后时间有关。 对于某核电机组而言，满功率
6、运行是 330MW，设连续运行 400d。通过 matlab 进行计算并将数据代入公式得出总的剩余功率随时间的变化关系，见图 1： 从图 1 中可以看出，反应堆停堆后，核功率在头 30s 降的很快，而后以比较平缓的方式逐渐降低，这主要是由于反应堆的剩余裂变功率在反应堆停堆后很快降低，而剩余衰变功率则会持续较长的一段时间。因此在反应堆停堆后冷却堆芯的剩余衰变热是自然循环的主要任务。 2.2 主泵停转后强迫循环与自然循环的过渡 在主泵刚开始停止转动时，由于主泵存在较大的转动惯量，强迫循环流量是逐渐下降的，而自然循环流量则是随功率的变化而变化的，具体见图 2： 强迫循环流量与自然循环的过渡大约在停堆
7、后 20-25s，在 20s 之前强迫循环流量为主导；25s 后自然循环流量为主。当然强迫循环和自然循环的过渡过程是一个流场变化的复杂过程，远比上图所示的过程复杂。具体的强迫循环和自然循环的过渡过程还需要重新建立模型后进行模拟计算，本文不进行进一步的阐述。 2.3 堆芯最热段温升与一回路流量的关系 在计算堆芯热段最高温度前，设一回路压力为15Mpa，热段温度为 310。 其中是一回路热段温升，P 是反应堆功率，是反应堆冷却剂的平均比热容，G 是反应堆冷却剂流量。经过 matlab运算后得出图 3： 由图中可以看出，温升最高的时间大约在 20-25s，这恰好是强迫循环向自然循环过渡的地方，最高温
8、升大约在25，热段温度最高可以升高到 335，而此时对应的饱和温度大约在 343左右，其过冷度已不足 10。由此我们不难得出一些启示，在强迫循环向自然循环过渡的过程中，堆芯的安全裕度是最小的。在停堆后尽快使冷却剂压力稳定在 15MPa 以上对自然循环的建立和堆芯的安全是有利的。3 汽腔产生的判别和消除 汽腔产生的原因就是由于温度下降的速率小于压力下降的速率，从而使得原本欠饱和的的冷却剂变成过热蒸汽，而最容易产生汽腔的地方就是压力容器上腔室和蒸汽发生器传热管4。 3.1 压力容器上腔室 冷却剂从压力容器的中部进入，再分成几个支路分别冷却堆芯和压力容器各部件，最后再从压力容器中部出去，在自然循环工
9、况下，在压力容器的上封头部分的冷却剂由于所处位置和流速分布的影响基本上处于停滞状态，再加上衰变热的持续加热，造成上封头部分过冷度比堆芯处还要低。虽然自然循环会使反应堆冷却剂回路的压力和温度都以一定速率下降，但是压力容器上封头部分的温度下降却很缓慢，从而在上封头处逐渐汽化，一方面会进一步恶化上腔室的冷却条件，另一方面部分两相流会随着自然循环的流动进入蒸汽发生器的 U 型传热管，阻? 嘧匀谎?环，造成堆芯冷却的失效，对反应堆的安全带来非常不利的影响。 不过判断压力容器上封头处形成汽腔的现象比较明显，有助于操纵员及时干预从而防止更加严重的后果产生。在压力容器上部产生汽化时，由于汽体体积的膨胀，会导致
10、稳压器水位急剧的上升，操纵员可以根据稳压器水位不正常上升的事实来进行判断。 如果压力容器上部已经形成了汽腔，可以采用以下方法来消除：（1）投入稳压器电加热器，关闭喷淋或辅助喷淋以及动力卸压阀。 （2）提高上充流量，减小下泄流。（3）可以开启安全壳内冷风机组和全部的控制棒驱动机构冷却风机 X1-7 来从外部冷却压力容器上腔室。值得注意的是，如果是丧失全厂交流电的事故条件下， （1）和（3）的方法可能失效，这时提升系统压力不太容易，在紧急情况下，也可以通过手动安注的方式使主系统快速冷却。 3.2 蒸汽发生器 U 型传热管 蒸汽发生器 U 型传热管由于自身的结构，在冷却过程中极易产生汽腔，而且较难消
11、除。形成汽腔的原因主要有两个，一个是由于压力容器上腔室内已经产生汽腔，其内的蒸汽随着自然循环的流动被带入到 U 型管内。另一个原因则是由于在冷却过程中给水流量的突然增加或给水温度的突然降低，使 U 型管内的冷却剂温度大幅降低，引起强烈体积收缩，并在 U 型管内产生汽腔。 在 U 型管上部形成汽腔后，整个自然循环冷却过程就会中断。可以通过反应堆冷热段温差加大，稳压器水位上升等现象来判断 U 型管内形成了汽腔。 其消除方法与压力容器上腔室汽腔消除的方法大致相同。 4 EOP 规程的改进 如果是丧失全厂交流电源和两台主泵同时故障的情况，可以得出以下的事件序列：主泵自动停泵引发自动停堆主系统热段温度压
12、力瞬间上升待自然循环建立后主系统压力和温度缓慢降低。从前面的计算我们可以看出，停堆后安全裕度最小的地方是在停堆后大约 20s，此时强迫循环已基本停止，自然循环还未完全建立，如果操纵员此时没有关注主系统压力，则可能使反应堆冷却剂汽化从而使自然循环无法建立，引发严重的安全事故。以丧失全厂交流电为例，根据应急 EOP 规程，秦山核电320MW 机组在进入 E-0停堆或安注第三步确认丧失交流电源后进入 ECA-0.0丧失全部交流电源规程 ，选择第24 步出口规程，进入 ECA-0.1丧失全部交流电源后的恢复不投入安注 ，并在执行到第 21 步进一步确认交流电仍不能恢复的情况下才进入 ES-0.2自然循
13、环冷却 ，在走EOP 流程的过程中，实际上花费了很长一段时间。从前面几部分的分析来看，如果操纵员已经预计到短时无法恢复供电，在停堆初期的 1 分钟内，适当维持并稳定主系统压力在 15MPa-16MPa 就可以确保自然循环的顺利建立，而且可以避免在压力容器上端头产生汽腔，对反应堆的安全是十分有利的。虽然在 ES-0.1停堆响应的第 5 步要求操纵员检查稳压器压力，但是没有明确提出压力稳定在15.2MPa 的原因。因此建议在此处之前加入注意事项：“如果是丧失全厂交流电源货两台主泵故障引起的停堆，在明确采用自然循环冷却方式后，立即密切监视稳压液位和水位，防止丧失自然循环建立和维持的条件” 。另外在采
14、取自然循环冷却方式后，虽然在 ES-0.2自然循环冷却的第6 步写明主系统冷段降温速率不超过 14/h，但是同样没有给操纵员明确的提示这样做的原因。所以也应该给出相应的提示：“防止 SG 冷却速率过快而引起自然循环中断。 ” 另外建议在 ES-0.2自然循环冷却规程附录中加入不同压力下对应的饱和温度表，便于操纵员核对工况和判断接下来的操作。 增加以上几点提示后，有助于减少人因误判造成的错误操作，也可以提高堆芯安全水平。 5 结论 通过计算我们得出在无干预情况下，某核电机组在停堆后，堆芯热段温度的变化趋势，在主泵停转后 20-25s，是温升最高处，也是停堆后安全裕量最小的时候，核电厂在设计时已经
15、考虑到了自然循环时主系统热段过冷度的裕量，基本上可以保证堆芯安全，但是通过计算可以看出，安全裕量并不是很多，只有不到 10，此时有可能在堆芯局部热点处产生了汽化，所以操纵员对主系统的压力、温度和水位的监控是十分必要的，在事故情况下及时干预会得到较好的效果。通过修改 EOP 规程并给予操纵员一些良好的提示，有助于减少人因误判和误操作，提升系统安全性 【参考文献】 1张延发，张维忠.秦山核电厂一回路惰走流量测量C.成都：核动力工程，1993. 2杨祖毛，王飞，王文康，等.闭合回路单相自然循环稳态特性研究C.成都：核动力工程，1999. 3张柱建，徐受律.秦山核电厂自然循环试验后的计算分析C.秦山核电公司，1991. 4王日清.秦山核电厂自然循环冷却运行工况研究C.成都：核动力工程，1992.
