600 MW壓水堆安注箱設計研究

馮進軍，馮文卿，周克峰，楊志義，石俊英，種毅敏，＊，柴國旱

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

600 MW壓水堆安注箱設計研究

馮進軍1，馮文卿2，周克峰1，楊志義1，石俊英1，種毅敏1，＊，柴國旱1

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100840）

本文用美國核管會熱工水力程序TRACE和圖形化建模軟件SNAP，建立了600 MW兩環路壓水堆一回路和二回路熱工水力系統分析模型，并對安注箱的各設計方案進行大破口失水事故（LBLOCA）模擬計算，通過對比各設計方案在LBLOCA事故下計算出的峰值包殼溫度，研究安注箱在大破口失水事故工況下的安注性能，最后給出了優化的設計方案，并提出了可行的設計改進建議。研究結果表明，上腔室和下降段同時注入的方式較冷段注入和下降段注入更有效，且恰當地選取初始安注箱壓力，可有效降低峰值包殼溫度，提高LOCA裕量。

TRACE；SNAP；壓水堆；大破口失水事故；安注箱

600 MW兩環路壓水堆核電機組是在法國M310三環路核電機組的成熟設計基礎上，由3個環路減少為2個環路，功率也相應地從900 MW降低至600 MW。由于減少了1個環路，安注箱（ACC）數量也從3個減少為2個。當發生冷段雙端剪切斷裂大破口失水事故（LBLOCA），且破口位于ACC注入點下游時，破損環路安注箱中的安注水將會通過破口全部排放至安全殼，無法為堆芯提供有效應急冷卻。僅有一條完整環路的安注箱能發揮作用，ACC安注能力減少了1／2。而M310三環路機組在類似事故情景中，有兩條完整環路安注箱可用，安注能力僅減少約1／3。600 MW兩環路壓水堆減法的反應堆設計，在一定程度上能減少安注系統的冗余，因此，本文對此開展研究，分析安注箱在不同注入點以及不同初始壓力下對峰值包殼溫度的影響并找出優化的設計方案。

1 計算程序

本文采用的核安全分析軟件為熱工水力計算程序TRACE和圖形化建模軟件SNAP。

1.1 TRACE

TRACE是最佳估算系統分析程序，由美國核管制委員會（NRC）資助開發。TRACE程序采用了先進的兩流體六方程基本模型，另外還針對可溶毒物和不凝結氣體增加了專門的求解方程［1－2］。程序中的VESSEL模型可對PWR和BWR壓力容器進行三維熱工水力建模和求解，并可與三維中子動力學程序PARCS進行熱核耦合計算［3－4］。

TRACE中的安注箱模型采用了兩區模型，即水區和氮氣區。由于氮氣和水的相溶性非常小，所以兩區模型足以模擬反應堆LOCA事故中安注箱的注射流量。模型中假設事故過程中安注箱總體積不變、水區的濃硼水不可壓縮、一回路冷卻劑不會倒流入安注箱，根據能量、質量、動量和體積守恒原理，采用TRACE程序便可準確計算安注箱在事故瞬態工況下的各項參數，從而用最佳估算的方式模擬反應堆失水事故過程中安注箱的非能動安注行為。

1.2 SNAP

SNAP程序是一套事故分析輔助軟件，由NRC資助開發，該程序使用了模塊化設計方法，可為核電廠建模工作提供便利，提高事故分析人員的工作效率。SNAP程序的功能包括為核電廠建模工作提供圖形化界面、檢查已建立模型中存在的錯誤、控制計算進程、顯示計算結果和動畫制作等［5］。

2 研究對象

研究對象為600 MW兩環路壓水堆，其主要設計參數列于表1。

表1 主要設計參數Table 1 Main design parameters

3 600 MW壓水堆TRACE模型建立

首先收集和處理擬分析對象的設計參數，如幾何尺寸等；然后分別對系統關鍵部件建模，并對部件進行獨立的穩態調試，確認部件運行參數符合設計值后，再對其他部件建模和調試；最后將系統全部部件連接在一起進行穩態聯調和后續事故計算。

壓力容器是核電廠熱工水力模型中的重要部件，由堆芯活性段、堆芯旁流、壓力容器下降段、上封頭、上腔室、下封頭和下腔室等組成。其中，堆芯活性段、堆芯旁流和下降段的冷卻劑流體由豎管模擬，軸向分別分為10、6和8段；核燃料由熱結構組件模擬，詳細描述了燃料芯塊、間隙氣體和包殼的幾何尺寸、結塊劃分、熱導率和熱容等相關參數；核功率則由功率組件模擬，輸入參數包括額定功率、反應性反饋系數、軸向功率分布和衰變熱等。

蒸汽發生器也是核電廠系統中的重要熱工水力部件之一。蒸汽發生器分為一次側和二次側，通常使用PIPE組件進行模擬，值得注意的是，蒸汽發生器一次側需模擬成倒U型結構才能更準確捕捉事故過程中的物理現象細節。蒸汽發生器的傳熱管由熱結構模擬，在傳熱管熱結構中可指定傳熱管的材料、幾何尺寸和傳熱特性等參數，而傳熱面積需經一定調節才能使蒸汽發生器一次側和二次側各部分溫度接近設計值。

穩壓器同樣是核電廠系統中的重要部件之一。與RELAP5不同，TRACE不需使用PIPE組件模擬穩壓器，而是使用集成的PRIZER組件對穩壓器建模，PRIZER組件中可設置汽空間體積、水空間體積、穩壓器壓力整定值、電加熱器功率和切斷電加熱器的水位定值等參數。穩壓器波動管由PIPE組件模擬，卸壓閥用VALVE組件模擬，應使用準確的流道面積、流動阻力和水力學直徑等參數確保穩壓器模型的性能盡量接近真實情況。

其他系統部件主要包括主管道、安注箱、高壓安注、低壓安注、主泵和二回路蒸汽管道等。其中主泵用PUMP組件模擬，高壓安注和低壓安注由FILL組件模擬，其他則由PIPE組件組成。將上述所有的組件連接起來，并將一回路和二回路通過蒸汽發生器傳熱管耦合起來，就形成了完整的600 MW壓水堆TRACE模型（圖1、2）。最后對完整的系統模型進行穩態調試計算，查看一次側冷卻劑溫度、壓力、流量，以及二回路蒸汽壓力、溫度、流量和循環倍率等重要參數，并精心調節系統各部分壓降系數，使系統各項熱工水力參數盡量接近核電廠設計值。

4 研究方法與計算結果

根據安注箱注入點位置的不同，分3種設計方案，即冷段注入、下降段直接注入以及上腔室和下降段同時注入（表2）。對3種設計方案分別進行冷段大破口失水事故模擬計算，研究安注箱在不同接入點的注入性能。最后針對初始安注箱壓力，進行熱棒峰值包殼溫度敏感性研究，根據計算分析結果提出設計改進建議。

圖1 600 MW壓水堆一次側TRACE模型Fig.1 600 MW PWR primary side TRACE model

一回路系統中等效直徑大于34.5 cm的破裂定義為主管道大破口。該事故為Ⅳ類事故，即極限事故。大破口失水事故發生后，反應堆要經歷一系列復雜的熱工水力過程，這些過程通常分為3個階段，即噴放階段、再充水階段和再淹沒階段［6］。噴放階段指從破口發生，一回路冷卻劑向安全殼內噴放開始，到一次側系統壓力和安全殼壓力達到平衡，下降段冷卻劑流動逆轉為止的過程；再充水階段指安注水流經下降段充滿下腔室的過程；當安注水淹沒到堆芯底部，進入再淹沒階段，安注水持續注入堆芯直至整個堆芯被重新淹沒［7］。通過對大破口失水事故的模擬計算可驗證安注系統的有效性。

在本研究分析中，使用了最佳估算程序＋保守假設的方法，以確保計算結果具有一定的保守性。最佳估算［8］方法和保守假設方法使用的前提假設條件列于表3［9］。

圖2 600 MW壓水堆二次側TRACE模型Fig.2 600 MW PWR secondary side TRACE model

表2 安注箱設計方案Table 2 Accumulator design schemes

表3 大破口失水事故前提假設Table 3 LBLOCA precondition assumptions

4.1 CASE1

本設計方案的優點是在M310成熟設計的基礎上改動最小，直接減少1個環路，不需太大變動（圖3）；缺點是當發生冷段大破口失水事故時，僅剩1條完整環路安注箱能有效注入堆芯，安注水量損失一半，安注能力可能不夠。因此，有必要對該方案進行計算分析，核實在LBLOCA事故中是否能確保峰值包殼溫度（PCT）不超過安全限值1 204℃［10］。本計算使用最佳估算程序＋保守假設的方法，事故假設列于表3，結果示于圖4。

圖3 CASE1設計方案Fig.3 CASE1 designing scheme

圖4 熱棒包殼最高溫度（CASE1）Fig.4 Max cladding temperature of hot stick（CASE1）

計算結果分析如下。

1）在模擬的冷段大破口失水事故過程中，熱棒包殼最高溫度超過了安全限值1 204℃。由于使用了保守假設，本計算結果具有較高的置信度。

2）由于破損環路安注箱安注流量無法進入堆芯，相當于損失了一半的安注能力，剩余的完整環路的安注箱不足以在事故過程中提供足夠的安注水，導致再淹沒階段推遲，堆芯裸露時間延長，因此熱棒包殼最高溫度超過了安全限值。

3）在M310設計基礎上簡單減少1個環路，不能確保大破口失水事故中的堆芯安全，必須對安注系統進行相應設計改進，增強安注效果。

4.2 CASE2

考慮到600 MW兩環路壓水堆由于減少1個環路而導致安注能力不足的問題，可進行設計改進，在壓力容器側面開孔，將安注系統直接接入壓力容器下降段內（圖5），可避免由于冷管段大破口而造成1個安注箱失效的問題。為進一步研究該改進方案的有效性，對該方案在大破口失水事故中的最高包殼溫度進行計算分析，本計算使用了最佳估算程序＋保守假設的方法，事故假設列于表3，結果示于圖6。

圖5 CASE2設計方案Fig.5 CASE2 designing scheme

圖6 熱棒包殼最高溫度（CASE2）Fig.6 Max cladding temperature of hot stick（CASE2）

計算結果分析如下。

1）在模擬的冷段大破口失水事故過程中，熱棒包殼最高溫度未超過安全限值1 204℃。PCT裕量約150℃。由于使用了保守假設，本計算結果具有較高的置信度。

2）將安注系統直接接入下降段后，破損環路安注箱的安注水不會全部從破口流失，當噴放階段結束后，系統內外壓力平衡，兩個安注箱剩余的安注水將大量注入堆芯，為堆芯提供冷卻，因此在本節模擬的冷段大破口失水事故過程中，熱棒包殼最高溫度遠低于CASE1，且始終未超過安全限值1 204℃。

3）下降段直接注入的安注方案對兩環路壓水堆是十分必要的。

4.3 CASE3

國內大多數壓水堆核電機組的安注箱都接在冷管段上，在冷管段大破口失水事故中，安注水需從冷管段注入，經下降段到達堆芯底部，再從下而上逐漸淹沒堆芯，因此堆芯上部燃料裸露時間較長，傳熱條件惡劣，這也是PCT通常出現在堆芯上部的原因。若安注水能同時從壓力容器上腔室和下降段同時注入堆芯頂部和底部，則能極大減少堆芯頂部燃料的裸露時間，且對堆芯頂部熱點直接進行降溫冷卻，極大提高安注效果。因此在下降段直接注入方案的基礎上，本文研究了上腔室和下降段同時注入的方案（圖7），并對該方案在大破口失水事故中的最高包殼溫度進行計算分析，本計算使用了最佳估算程序＋保守假設的方法，事故假設列于表3，結果示于圖8。

圖7 CASE3設計方案Fig.7 CASE3 designing scheme

計算結果分析如下。

1）在本節模擬的冷段大破口失水事故過程中，熱棒包殼最高溫度僅約900℃，遠低于安全限值1 204℃，該方案具有約300℃的PCT裕量，明顯優于其他兩種方案。由于使用了保守假設，本計算結果具有較高的置信度。

圖8 熱棒包殼最高溫度（CASE3）Fig.8 Max cladding temperature of hot stick（CASE3）

2）由于安注箱安注流量能直接注入堆芯頂部熱點位置，降溫冷卻效果非常明顯，以至于后續溫度峰均低于第一個溫度峰（圖9，CASE1和CASE2中后續溫度峰均高于第一個溫度峰），噴放階段由于堆芯冷卻劑逆流在流動滯止點上形成的第一個包殼溫度峰成為整個大破口失水事故過程中的PCT。

圖9 CASE1、2、3熱棒包殼最高溫度比較Fig.9 Comparison of hot stick max cladding temperature for CASE1，2 and 3

3）由于上腔室直接注入方式的阻力較繞經下降段再通過堆芯底部注入的方式低，再淹沒階段進程也顯著加快，約250 s時堆芯已完全冷卻至穩定狀態，而其他兩個方案的計算結果顯示，300 s時堆芯尚未完全冷卻至安全穩定狀態。

4.4 安注箱初始壓力敏感性

敏感性研究方案如下：以CASE2為研究對象，取安注箱初始壓力分別為1.5、2.0、2.6、3.0、3.5、3.7、4.2和4.7 MPa進行LBLOCA計算，并分析事故過程中的最高包殼溫度。敏感性研究使用最佳估算程序＋保守假設的方法，計算結果具有較高的置信度。事故假設列于表3，計算結果示于圖10、11。

圖10 不同安注箱初始壓力的最高包殼溫度Fig.10 Max cladding temperature for different ACC initial pressures

圖11 峰值包殼溫度與安注箱初始壓力的關系Fig.11 PCT vs ACC initial pressure

安注箱初始壓力敏感性研究結果表明，在2.0～3.0 MPa之間存在更適合本文研究的600 MW兩環路壓水堆的安注箱初始壓力，如2.6 MPa，在該初始條件下計算出的最高包殼溫度較安注箱初始壓力在其他范圍時顯著下降。因為過高的初始壓力會導致安注箱中的水在事故早期過多地從下降段環腔旁通至破口，使能進入堆芯的有效水體積減??；而過低的壓力則會在大破口失水事故中導致安注流量不足，而使堆芯裸露時間延長，最終造成較高的最高峰值包殼溫度。因此在設計階段應對安注箱初始壓力進行壓力譜分析，以發現最佳的設計取值范圍，使ACC在一回路失水事故中發揮最大的安注性能。同時通過安注箱初始壓力譜分析，還能發現設計上應盡量避免的危險取值范圍，如3.0～4.0 MPa之間會出現PCT非常接近安全限值的情況，這樣的結果是由ACC壓力、堆芯壓力和安全殼背壓等參數綜合作用造成的。

5 結論

本文用SNAP程序建立了600 MW兩環路壓水堆模型，并用TRACE程序對各安注箱設計進行了大破口失水事故模擬計算，最后通過敏感性研究比較和分析了各種工況下的峰值包殼溫度，找出了最佳的設計方案，并提出可行的設計改進建議。

1）CASE2和CASE3在本文分析的大破口失水事故工況下可保證安全，而CASE1計算出的PCT會超過安全限值。以CASE2為例，在事故發生后，改進后的安注系統從下降段直接注入的方式有效地發揮了作用，安注水能及時注入堆芯，完成再充水和再淹沒過程，使最高包殼溫度始終低于限值1 204℃，確保不會發生系統性燃料損壞［10］。

2）3種方案的對比分析表明，最有效的安注設計方案是上腔室和下降段同時注入的方式（圖7）。使用該方式可對堆芯頂部熱點區域直接進行降溫冷卻，同時也可極大加快再淹沒的速度。但該改進方案需要的改動大，在已運行的核電廠現場較難實施，但在以后的新機型設計中，可充分考慮。在壓力容器側面開孔，實現直接注入的方案具有可參考的工程應用實例，如AP1000機組的壓力容器側面設計有專門的開孔，通過直接注入管線連接到安注箱，實現了壓力容器直接注入的安注方式。因此本文提出的改進建議在工程上具有可實施性。

3）通過ACC初始壓力敏感性研究發現，采用與三環路壓水堆完全一樣的安注箱初始壓力并不一定完全適合兩環路機組。通過計算可繪制出PCT與安注箱初始壓力譜，搜索到更適合該堆型的安注箱初始壓力，使其在大破口失水事故中最高包殼溫度顯著降低，提高安全裕量。在進行更多深入的評估后，這可能成為一個相對較易實現的設計改進方向。

［1］ 馮進軍，柴國旱，周克峰，等.TRACE和SNAP程序在深水池式低溫供熱堆中的應用［J］.核安全，2013，12（2）：7-12.

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ZHOU Kefeng，CHEN Zhaolin，FENG Jinjun，et al.Latest progress of HTGR accident analysis in MELCOR［J］.Nuclear Safety，2013，12（3）：62-67（in Chinese）.

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YIN Yuhao，LIN Zhikang，LIANG Guoxing，et al.Large-break loss of coolant accident modeling and the uncertainty analysis of initial parameters［J］.Journal of Yangzhou University：Natural Science Edition，2012，15（1）：42-46（in Chinese）.

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Study on Design of 600 MW PWR Accumulator

FENG Jin-jun1，FENG Wen-qing2，ZHOU Ke-feng1，YANG Zhi-yi1，SHI Jun-ying1，CHONG Yi-min1，＊，CHAI Guo-han1
（1.Nuclear and Radiation Safety Center，
Ministry of Environmental Protection，Beijing 100082，China；
2.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

In this paper，the TRACE and SNAP were used to establish two-loop PWR thermal hydraulic system analysis model.The different accumulator design schemes were calculated and analyzed under LBLOCA.The safety injection effect was accessed according to simulation results by comparing peak cladding temperature of each design under LBLOCA.In the end，the possible way to optimize design was found through this study.The research results show that the upper plenum and downcomer injection at the same time is more effective than the cold leg injection or the downcomer injection，and the proper selection of initial accumulator pressure can lower peak cladding temperature and increase LOCA safety margin.

TRACE；SNAP；PWR；LBLOCA；accumulator

TL333

A

1000-6931（2015）09-1611-08

10.7538／yzk.2015.49.09.1611

2014-05-13；

2014-07-26

哈爾濱工程大學專項科研基金資助項目（HEUFN1303）；環保公益性行業科研專項資助項目（201309054）作者簡介：馮進軍（1978—），男，湖北襄陽人，高級工程師，碩士，從事核反應堆事故分析研究

＊通信作者：種毅敏，E-mail：chongyimin＠chinansc.cn