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AP1000全廠斷電事故分析

文檔作者：聶昌舉文檔來源：三門核電有限公司		點(diǎn) 擊數(shù)：	更新時(shí)間： 2022年12月17日
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AP1000全廠斷電事故分析
聶昌舉
(三門核電有限公司，浙江三門317112)
摘要：采LOFTRAN程序的修改版本模擬AP1000電廠全廠斷電后的系統(tǒng)瞬態(tài)，結(jié)果表明：在
長時(shí)間全廠斷電事故情況下，通過非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHR)~ 能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)
的自然循環(huán)冷卻方式，長期堆芯熱量導(dǎo)出能力是足夠的。
關(guān)鍵詞：全廠斷電；自然循環(huán)；非能動安全系統(tǒng)
1 前言
全廠斷電(Station Blackout)是指核電廠內(nèi)
安全級和非安全級配電裝置母線全部失去交流
電源．即失去廠外電源同時(shí)汽機(jī)脫扣和廠內(nèi)應(yīng)
急交流系統(tǒng)故障(應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)全部失效)。
這時(shí)核電廠內(nèi)依然可以使用的電源只有由廠內(nèi)
蓄電池組供給的直流電源或經(jīng)逆變后送到母線
的交流電源?；蛘呤菍ｉT為應(yīng)對全廠斷電事件
而設(shè)置的替代交流電源。
AP1000在傳統(tǒng)壓水堆核電技術(shù)基礎(chǔ)上，引
入非能動安全理念，利用自然循環(huán)、重力和壓縮
氣體儲能等物理原理，實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻和安全殼
的熱量排出。這種設(shè)計(jì)極大地減少了核電廠在
事故情況下對交流電源的依賴，因此也取消了
1E級的柴油發(fā)電機(jī)。在發(fā)生全廠斷電事故時(shí)，非
能動安全系統(tǒng)的投入使得堆芯熱量能及時(shí)導(dǎo)
出．不會對堆芯造成損害，可以在更寬裕的時(shí)間
內(nèi)恢復(fù)交流電源。
2 AP1 000交流電系統(tǒng)設(shè)計(jì)特點(diǎn)
AP1000廠內(nèi)交流電源系統(tǒng)是非lE級系統(tǒng)，
取消了1E級的柴油發(fā)電機(jī)，由正常、優(yōu)先、輔助
一16一
和備用電源組成。正常、優(yōu)先和輔助電源包含在
主交流電系統(tǒng)(ECS)中。兩臺10．5kV的廠內(nèi)備用
柴油機(jī)包含在廠內(nèi)備用電源系統(tǒng)(ZOS)中。四
類電源含義如下：
(1)正常電源— —ECS系統(tǒng)正常時(shí)，由電站
主發(fā)電機(jī)供電。
(2)優(yōu)先電源— — 當(dāng)主發(fā)電機(jī)不可用時(shí)，發(fā)
電機(jī)斷路器斷開，通過500kV開關(guān)站、主變和廠
變供給。
(3)輔助電源——220kV廠外電源通過兩臺
輔助變壓器(RAT)供電給主交流系統(tǒng)。在失去
正常和優(yōu)先電源的事故情況下，廠變(UAT)和
主變壓器(MSUT)的繼電保護(hù)動作，自動切換裝
置將負(fù)荷由廠變切換至兩臺輔助變壓器。自動
切換為快速切換并備以殘壓切換。快切和手動
切換時(shí)檢同期，廠變和輔助變壓器之間手動切
換只適合于正常條件，遵循先通后斷原則。在主
變檢修時(shí)也通過輔助電源通過RAT向主交流系
統(tǒng)供電。
(4)備用電源—— 在正常電源、優(yōu)先電源、
輔助電源均失去的情況下，兩臺非1E級廠內(nèi)備
用柴油發(fā)電機(jī)向有特殊保護(hù)功能的負(fù)荷供電。
備用電源不要求實(shí)現(xiàn)任何安全功能。
聶昌舉：A P 1 00 0全廠斷電事故分析
3 AP1 000全廠斷電應(yīng)急堆芯冷卻方案
在全廠斷電情況下，AP1000主要依靠非能
動余熱排出系統(tǒng)和非能動安全殼冷卻系統(tǒng)導(dǎo)出
堆芯余熱，不需要任何交流電源。非能動余熱排
出系統(tǒng)熱交換器(PRHR HX)投入兩小時(shí)后，內(nèi)
置換料水箱(IRWST)內(nèi)的水將達(dá)到飽和溫度，產(chǎn)
生的蒸汽進(jìn)入鋼制安全殼，使殼內(nèi)壓力升高．達(dá)
到高一2壓力后，觸發(fā)非能動安全殼冷卻系統(tǒng)動
作，對安全殼外表面進(jìn)行冷卻，蒸汽則在安全殼
內(nèi)壁凝結(jié)，冷凝水沿鋼殼內(nèi)壁向下流，由安全殼
內(nèi)運(yùn)行平臺處的安全級集水槽收集后引回?fù)Q料
水箱，使之繼續(xù)作為熱交換器的冷卻介質(zhì)。電廠
正常運(yùn)行時(shí)，集水槽中收集的水被引向地坑。一
旦PRHR HX投入運(yùn)行，集水槽疏水管上的安全
級隔離閥自動關(guān)閉，滿溢的凝結(jié)水將返回?fù)Q料水
箱。通過非能動安全殼冷卻系統(tǒng)噴灑的冷卻水和
安全殼外空氣的自然循環(huán)冷卻，反應(yīng)堆衰變熱排
人最終熱阱— — 大氣。
3．1 非能動余熱排出系統(tǒng)
非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHRS)是非能動堆
芯冷卻系統(tǒng)(PXS)的組成部分之一，用于在非
LOCA事故下導(dǎo)出堆芯衰變熱。系統(tǒng)主要設(shè)備包
括非能動余熱排出熱交換器、相應(yīng)的管道、閥門
和儀表，如圖1所示。
圖1 非能動余熱排出系統(tǒng)
PRHR HX位于內(nèi)置換料水箱(IRWST)內(nèi)．
其管側(cè)維持在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)壓力下，
充滿低溫冷卻劑。PRHR HX入口管線隔離閥維
持常開，出口管線由兩個并聯(lián)的常關(guān)氣動隔離閥
進(jìn)行隔離。PRHR HX的人口管線與主管道熱段
上部相連，出口管線與蒸汽發(fā)生器(SG)冷封頭
相連，其布置可以保證交換器管側(cè)在主回路壓力
下充滿冷卻劑．且熱交換器內(nèi)水溫與IRWST內(nèi)水
溫相同，這樣可以確保在電廠運(yùn)行期間自然循環(huán)
壓頭的建立和保持。在人口管線的最高處設(shè)有排
氣管線，同時(shí)連續(xù)監(jiān)測不凝氣體。當(dāng)發(fā)生概率很
低的氣體聚集情況時(shí)，操縱員可以手動排氣。
IRWST的位置高于反應(yīng)堆，有利于自然循環(huán)
蒸汽管
給水警
的建立。反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)，熱交換器中的壓力
與RCS冷卻劑壓力相同．以防止在熱交換器最初
啟動時(shí)發(fā)生水錘現(xiàn)象。一旦產(chǎn)生觸發(fā)信號，出口
管路上的兩個氣動閥自動打開。PRHR HX和反
應(yīng)堆之間存在位差和溫差。由此產(chǎn)生反應(yīng)堆冷卻
劑的自然循環(huán)壓頭，其方向與主泵產(chǎn)生的強(qiáng)制流
方向相同。即在主泵脫扣前，主泵為PRHR HX提
供強(qiáng)制流。主泵停止后。PRHR HX繼續(xù)以自然循
環(huán)方式將堆芯衰變熱傳遞到IRWST。
在事故情況下。PRHR根據(jù)以下信號投入：
(1)蒸汽發(fā)生器窄量程低液位與啟動給水低
流量符合：
(2)蒸汽發(fā)生器寬量程低液位；
一17—
麓電工蠢與技術(shù)2011年第3期，
(3)堆芯補(bǔ)水箱動作；
(4)自動卸壓動作；
(5)穩(wěn)壓器水位H一3；
(6)手動驅(qū)動。
3．2 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)是安全相關(guān)
系統(tǒng)。能夠直接將熱量從鋼制安全殼容器內(nèi)傳遞
到外部環(huán)境。在假想的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后，PCS從
安全殼排出足夠的熱量，防止安全殼超過其設(shè)計(jì)
壓力和設(shè)計(jì)溫度。
PCS采用鋼制安全殼殼體作為傳熱面。事故
后被加熱的鋼制殼體外表面由PCS冷卻流體(水
和空氣)通過對流、傳導(dǎo)、熱輻射及質(zhì)量傳遞(水
蒸發(fā))等熱傳輸機(jī)理進(jìn)行冷卻，熱能通過空氣自
然循環(huán)的方式傳出，而安全殼內(nèi)的蒸汽則在安全
殼內(nèi)表面冷凝后流回安全殼內(nèi)換料水箱。如圖2
所示，外部環(huán)境的空氣從屏蔽廠房側(cè)面的空氣人
口吸入，沿著空氣導(dǎo)流板與屏蔽廠房之間的環(huán)形
空間向下．然后轉(zhuǎn)向沿安全殼容器的外表面向上
流動，最后通過屏蔽廠房頂部中央的空氣出口返
回到外部環(huán)境。與屏蔽廠房結(jié)構(gòu)形成一體的PCS
冷卻水儲存箱借助重力將水均勻地分配到安全
殼外表面，對安全殼進(jìn)行冷卻，蒸發(fā)的水隨加熱
的空氣一同從空氣出口排出，未蒸發(fā)的水依靠重
力流入安全殼環(huán)形空間并通過地面疏水槽最終
排入雨水槽。
一18一
圖2 非能動安全殼冷卻系統(tǒng)
在事故情況下，PCS根據(jù)保護(hù)與安全監(jiān)測系
統(tǒng)(PMS)以及多樣化驅(qū)動系統(tǒng)(DAS)的以下信
號投入：
(1)手動觸發(fā)(PMS)；
(2)安全殼壓力高一2(PMS)；
(3)手動觸發(fā)(DAS)；
(4)安全殼內(nèi)溫度高(DAS)。
4 造成全廠斷電的初始事件
根據(jù)設(shè)計(jì)，AP1000核電廠失去廠外交流電
源屬于異常工況(中等頻率事件)，發(fā)生頻率為
F≥10 (每反應(yīng)堆年)，設(shè)計(jì)頻率30次(反應(yīng)堆壽
期內(nèi))；失去廠外交流電源同時(shí)失去廠內(nèi)交流電
源還是屬于異常工況(中等頻率事件)，發(fā)生頻率
為10之~F<10 (每反應(yīng)堆年)，設(shè)計(jì)頻率10次(反
應(yīng)堆壽期內(nèi))。
失去廠外交流電源可能由下述初始事件造
成：
(1)超過設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的地震作用，導(dǎo)致輸電線
的損壞：
(2)異常寒冷的天氣出現(xiàn)霜凍，導(dǎo)致輸電線
的損壞：
(3)超強(qiáng)臺風(fēng)，導(dǎo)致輸電線的損壞；
(4)電網(wǎng)電壓波動導(dǎo)致電網(wǎng)崩潰，造成大面
積停電。
失去廠內(nèi)交流電源可能由下述初始事件造
成：
(1)地震的作用導(dǎo)致工藝?yán)鋮s水系統(tǒng)通道損
壞，從而導(dǎo)致柴油機(jī)組輔助系統(tǒng)喪失最終熱阱而
不可用：
(2)地震的作用導(dǎo)致供油系統(tǒng)油箱和通道損
壞，從而導(dǎo)致柴油機(jī)組失去燃料而不可用：
(3)海嘯引起柴油機(jī)廠房水淹，從而導(dǎo)致柴
油機(jī)組不可用：
(4)柴油機(jī)共因故障不能啟動。
5 AP1000核電廠全廠斷電事故序列和結(jié)
果分析
采用LOFTRAN程序的修改版本模擬全廠
斷電后的系統(tǒng)瞬態(tài)。程序模擬了中子動力學(xué)和反
聶昌舉：AP l 000全廠斷電事故分析
應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)，包括自然循環(huán)、穩(wěn)壓器(PRZ)
和蒸汽發(fā)生器(SG)的響應(yīng)。計(jì)算了各個相關(guān)參
數(shù)，包括蒸汽發(fā)生器水位、穩(wěn)壓器水位和反應(yīng)堆
冷卻劑平均溫度。
由于假設(shè)在較少的SG水裝量情況下停堆并
全廠斷電，比假設(shè)0時(shí)刻發(fā)生全廠斷電更為保守，
故本文假設(shè)反應(yīng)堆由SG低水位信號觸發(fā)停堆．
同時(shí)發(fā)生全廠斷電。PRHR由SG低水位與低啟動
給水流量符合信號啟動。由于給水泵的惰轉(zhuǎn)及流
體慣性，SG給水在斷電后逐漸減少，并在10s完全
關(guān)閉。根據(jù)以上保守假設(shè)，在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行后10s時(shí)引
入SG主給水喪失事故。失去給水流量使得SG水
位迅速下降，達(dá)到低水位停堆信號時(shí)停堆同時(shí)發(fā)
生全廠斷電。此后，主泵開始惰轉(zhuǎn)，主冷卻劑流量
迅速下降．導(dǎo)致堆芯衰變熱不能正常帶出，主系
統(tǒng)壓力迅速上升。在PRHR投入前穩(wěn)壓器安全閥
將會開啟。隨后，PRHR投入，與SG共同排出堆
芯衰變熱。主要事件的時(shí)間序列見表1。
表1主要事件的時(shí)間序列
主要事件 事件發(fā)生時(shí)間(秒)
喪失給水 10
達(dá)到蒸汽發(fā)生器低水位(窄量程)
70-4
停堆整定值
全廠斷電 70．4
主泵、反應(yīng)堆停閉 71．4
穩(wěn)壓器安全閥開啟 76．5
穩(wěn)壓器最高壓力達(dá)到 77．0
蒸汽發(fā)生器安全閥開啟 87．0
蒸汽發(fā)生器低水位信號(寬量程)
132．4
啟動PRHR HX
穩(wěn)壓器最大水容積達(dá)到 139．O
穩(wěn)壓器安全閥關(guān)閉 142．0
1號蒸汽發(fā)生器安全閥關(guān)閉 2．326
低Tcold”S”信號啟動CMT 4。753
低Tcold”S”信號隔離蒸汽管 4，765
2號蒸汽發(fā)生器安全閥關(guān)閉 7，006
穩(wěn)壓器安全閥再次開啟 8．056
穩(wěn)壓器安全閥再次關(guān)閉 16。944
PRHR 熱交換器傳熱能力與衰變
熱匹配 一19．100
穩(wěn)壓器水容積第二次峰值達(dá)到 22，152
主要參數(shù)變化見圖3～圖7。
圖3 穩(wěn)壓器壓力
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圖4 穩(wěn)壓器水裝量
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圖5 與PRHR相連環(huán)路溫度
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圖6 不與PRHR相連環(huán)路溫度
一19—
麓電工蠢與技術(shù)2011年第3期
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圖7 PRHR流量
LOFTRAN程序的分析結(jié)果表明，自然循環(huán)
流量和PRHR 系統(tǒng)能夠在反應(yīng)堆停堆和反應(yīng)堆
冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)后移出堆芯衰變熱。
反應(yīng)堆停堆后．PRHR熱交換器的傳熱能力
和蒸汽發(fā)生器的排熱能力用來冷卻反應(yīng)堆是足
夠的，該冷卻過程一直持續(xù)到反應(yīng)堆冷卻劑冷段
溫度低(低Tcold)“S”信號達(dá)到?！癝”信號啟動堆
芯補(bǔ)水箱(CMT)。瞬態(tài)過程中，CMT一直以循環(huán)
模式運(yùn)行。CMT中較冷含硼水的進(jìn)入加速了反應(yīng)
堆的冷卻。CMT流量由于循環(huán)引起的CMT流體溫
度升高而緩慢降低。
隨著電廠的冷卻，PRHR熱交換器的熱移出
能力也逐漸降低。由于CMT的注入和PRHR熱交
換器的運(yùn)行，當(dāng)從RCS的熱移出能力降至低于堆
芯衰變熱的產(chǎn)生時(shí)，RCS又開始升溫。隨著RCS
溫度緩慢升高．PRHR熱交換器的熱移出能力又
開始增加。直到PRHR熱交換器熱移出能力與堆
芯衰變熱相匹配。穩(wěn)壓器安全閥的再次開啟使蒸
汽向安全殼排放，在瞬態(tài)后期，當(dāng)PRHR熱交換器
熱移出能力超過衰變熱產(chǎn)生時(shí)．安全閥又會關(guān)
閉。
在長期電廠瞬態(tài)過程中．PRHR熱交換器與
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)使反應(yīng)堆冷卻劑維持在
過冷狀態(tài)。在IRWST達(dá)到飽和后(約2．5d,時(shí))，蒸
汽開始向安全殼大氣排放。由鋼安全殼冷凝(由
非能動安全殼冷卻系統(tǒng)冷卻)的水回流到IRWST
內(nèi)，維持PRHR熱交換器熱阱所需的水位。
6 結(jié)論
AP1000的非能動設(shè)計(jì)極大地降低了對于交
流電源的依賴。在全廠斷電事故情況下，通過
PRHR和PCS自然循環(huán)的非能動冷卻。長期RCS熱
移出能力是足夠的，能夠避免燃料和包殼損傷以
及RCS超壓。AP1000是安全、可靠的反應(yīng)堆堆型。
參考文獻(xiàn)：
[1】AP1000核電站基礎(chǔ)培訓(xùn)教材．三門核電有限公司，
2009．
【2]SMG—PSAR—GL一7O0．Sanmen nuclear power plant units
1&amp;amp;2 preliminary safety analysis report：chapter 15 accident
analysis．Revision 1，Westinghouse．
【3]AP1000 陸核電廠標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)．上海核工程研究設(shè)計(jì)
院．2009．
APIO00 Station Blackout Analysis
Nie Changju
(Sanmen Nuclear Power Company，Sanmen Zhejiang，317112 China)
Abstract：Using the modified edition of LOFTRAN to simulate the system transient of AP1000 after
station blackout，the results indicate that：during lon~ime station blackout，via the cooling mode of natural
cycle of passive residual heat removal system(PRHR)and passive containment cooling system(PCS)，the
longtime ability of transferring the core heat is suficient．
Key words：station blackout，natural cycle，passive safety system
一2O一

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