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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		點擊數：	更新時間： 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瞬態，結果表明：在
長時間全廠斷電事故情況下，通過非能動余熱排出系統(PRHR)~ 能動安全殼冷卻系統(PCS)
的自然循環冷卻方式，長期堆芯熱量導出能力是足夠的。
關鍵詞：全廠斷電；自然循環；非能動安全系統
1 前言
全廠斷電(Station Blackout)是指核電廠內
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汽機脫扣和廠內應
急交流系統故障(應急柴油發電機全部失效)。
這時核電廠內依然可以使用的電源只有由廠內
蓄電池組供給的直流電源或經逆變后送到母線
的交流電源?；蛘呤菍ｉT為應對全廠斷電事件
而設置的替代交流電源。
AP1000在傳統壓水堆核電技術基礎上，引
入非能動安全理念，利用自然循環、重力和壓縮
氣體儲能等物理原理，實現堆芯冷卻和安全殼
的熱量排出。這種設計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級的柴油發電機。在發生全廠斷電事故時，非
能動安全系統的投入使得堆芯熱量能及時導
出．不會對堆芯造成損害，可以在更寬裕的時間
內恢復交流電源。
2 AP1 000交流電系統設計特點
AP1000廠內交流電源系統是非lE級系統，
取消了1E級的柴油發電機，由正常、優先、輔助
一16一
和備用電源組成。正常、優先和輔助電源包含在
主交流電系統(ECS)中。兩臺10．5kV的廠內備用
柴油機包含在廠內備用電源系統(ZOS)中。四
類電源含義如下：
(1)正常電源— —ECS系統正常時，由電站
主發電機供電。
(2)優先電源— — 當主發電機不可用時，發
電機斷路器斷開，通過500kV開關站、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。在失去
正常和優先電源的事故情況下，廠變(UAT)和
主變壓器(MSUT)的繼電保護動作，自動切換裝
置將負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?？烨泻褪謩?
切換時檢同期，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
變檢修時也通過輔助電源通過RAT向主交流系
統供電。
(4)備用電源—— 在正常電源、優先電源、
輔助電源均失去的情況下，兩臺非1E級廠內備
用柴油發電機向有特殊保護功能的負荷供電。
備用電源不要求實現任何安全功能。
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
動余熱排出系統和非能動安全殼冷卻系統導出
堆芯余熱，不需要任何交流電源。非能動余熱排
出系統熱交換器(PRHR HX)投入兩小時后，內
置換料水箱(IRWST)內的水將達到飽和溫度，產
生的蒸汽進入鋼制安全殼，使殼內壓力升高．達
到高一2壓力后，觸發非能動安全殼冷卻系統動
作，對安全殼外表面進行冷卻，蒸汽則在安全殼
內壁凝結，冷凝水沿鋼殼內壁向下流，由安全殼
內運行平臺處的安全級集水槽收集后引回換料
水箱，使之繼續作為熱交換器的冷卻介質。電廠
正常運行時，集水槽中收集的水被引向地坑。一
旦PRHR HX投入運行，集水槽疏水管上的安全
級隔離閥自動關閉，滿溢的凝結水將返回換料水
箱。通過非能動安全殼冷卻系統噴灑的冷卻水和
安全殼外空氣的自然循環冷卻，反應堆衰變熱排
人最終熱阱— — 大氣。
3．1 非能動余熱排出系統
非能動余熱排出系統(PRHRS)是非能動堆
芯冷卻系統(PXS)的組成部分之一，用于在非
LOCA事故下導出堆芯衰變熱。系統主要設備包
括非能動余熱排出熱交換器、相應的管道、閥門
和儀表，如圖1所示。
圖1 非能動余熱排出系統
PRHR HX位于內置換料水箱(IRWST)內．
其管側維持在反應堆冷卻劑系統(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的常關氣動隔離閥
進行隔離。PRHR HX的人口管線與主管道熱段
上部相連，出口管線與蒸汽發生器(SG)冷封頭
相連，其布置可以保證交換器管側在主回路壓力
下充滿冷卻劑．且熱交換器內水溫與IRWST內水
溫相同，這樣可以確保在電廠運行期間自然循環
壓頭的建立和保持。在人口管線的最高處設有排
氣管線，同時連續監測不凝氣體。當發生概率很
低的氣體聚集情況時，操縱員可以手動排氣。
IRWST的位置高于反應堆，有利于自然循環
蒸汽管
給水警
的建立。反應堆正常運行時，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
啟動時發生水錘現象。一旦產生觸發信號，出口
管路上的兩個氣動閥自動打開。PRHR HX和反
應堆之間存在位差和溫差。由此產生反應堆冷卻
劑的自然循環壓頭，其方向與主泵產生的強制流
方向相同。即在主泵脫扣前，主泵為PRHR HX提
供強制流。主泵停止后。PRHR HX繼續以自然循
環方式將堆芯衰變熱傳遞到IRWST。
在事故情況下。PRHR根據以下信號投入：
(1)蒸汽發生器窄量程低液位與啟動給水低
流量符合：
(2)蒸汽發生器寬量程低液位；
一17—
麓電工蠢與技術2011年第3期，
(3)堆芯補水箱動作；
(4)自動卸壓動作；
(5)穩壓器水位H一3；
(6)手動驅動。
3．2 非能動安全殼冷卻系統
非能動安全殼冷卻系統(PCS)是安全相關
系統。能夠直接將熱量從鋼制安全殼容器內傳遞
到外部環境。在假想的設計基準事故后，PCS從
安全殼排出足夠的熱量，防止安全殼超過其設計
壓力和設計溫度。
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、熱輻射及質量傳遞(水
蒸發)等熱傳輸機理進行冷卻，熱能通過空氣自
然循環的方式傳出，而安全殼內的蒸汽則在安全
殼內表面冷凝后流回安全殼內換料水箱。如圖2
所示，外部環境的空氣從屏蔽廠房側面的空氣人
口吸入，沿著空氣導流板與屏蔽廠房之間的環形
空間向下．然后轉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
回到外部環境。與屏蔽廠房結構形成一體的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，對安全殼進行冷卻，蒸發的水隨加熱
的空氣一同從空氣出口排出，未蒸發的水依靠重
力流入安全殼環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
在事故情況下，PCS根據保護與安全監測系
統(PMS)以及多樣化驅動系統(DAS)的以下信
號投入：
(1)手動觸發(PMS)；
(2)安全殼壓力高一2(PMS)；
(3)手動觸發(DAS)；
(4)安全殼內溫度高(DAS)。
4 造成全廠斷電的初始事件
根據設計，AP1000核電廠失去廠外交流電
源屬于異常工況(中等頻率事件)，發生頻率為
F≥10 (每反應堆年)，設計頻率30次(反應堆壽
期內)；失去廠外交流電源同時失去廠內交流電
源還是屬于異常工況(中等頻率事件)，發生頻率
為10之~F<10 (每反應堆年)，設計頻率10次(反
應堆壽期內)。
失去廠外交流電源可能由下述初始事件造
成：
(1)超過設計基準的地震作用，導致輸電線
的損壞：
(2)異常寒冷的天氣出現霜凍，導致輸電線
的損壞：
(3)超強臺風，導致輸電線的損壞；
(4)電網電壓波動導致電網崩潰，造成大面
積停電。
失去廠內交流電源可能由下述初始事件造
成：
(1)地震的作用導致工藝冷卻水系統通道損
壞，從而導致柴油機組輔助系統喪失最終熱阱而
不可用：
(2)地震的作用導致供油系統油箱和通道損
壞，從而導致柴油機組失去燃料而不可用：
(3)海嘯引起柴油機廠房水淹，從而導致柴
油機組不可用：
(4)柴油機共因故障不能啟動。
5 AP1000核電廠全廠斷電事故序列和結
果分析
采用LOFTRAN程序的修改版本模擬全廠
斷電后的系統瞬態。程序模擬了中子動力學和反
聶昌舉：AP l 000全廠斷電事故分析
應堆冷卻劑系統，包括自然循環、穩壓器(PRZ)
和蒸汽發生器(SG)的響應。計算了各個相關參
數，包括蒸汽發生器水位、穩壓器水位和反應堆
冷卻劑平均溫度。
由于假設在較少的SG水裝量情況下停堆并
全廠斷電，比假設0時刻發生全廠斷電更為保守，
故本文假設反應堆由SG低水位信號觸發停堆．
同時發生全廠斷電。PRHR由SG低水位與低啟動
給水流量符合信號啟動。由于給水泵的惰轉及流
體慣性，SG給水在斷電后逐漸減少，并在10s完全
關閉。根據以上保守假設，在穩態運行后10s時引
入SG主給水喪失事故。失去給水流量使得SG水
位迅速下降，達到低水位停堆信號時停堆同時發
生全廠斷電。此后，主泵開始惰轉，主冷卻劑流量
迅速下降．導致堆芯衰變熱不能正常帶出，主系
統壓力迅速上升。在PRHR投入前穩壓器安全閥
將會開啟。隨后，PRHR投入，與SG共同排出堆
芯衰變熱。主要事件的時間序列見表1。
表1主要事件的時間序列
主要事件 事件發生時間(秒)
喪失給水 10
達到蒸汽發生器低水位(窄量程)
70-4
停堆整定值
全廠斷電 70．4
主泵、反應堆停閉 71．4
穩壓器安全閥開啟 76．5
穩壓器最高壓力達到 77．0
蒸汽發生器安全閥開啟 87．0
蒸汽發生器低水位信號(寬量程)
132．4
啟動PRHR HX
穩壓器最大水容積達到 139．O
穩壓器安全閥關閉 142．0
1號蒸汽發生器安全閥關閉 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號蒸汽發生器安全閥關閉 7，006
穩壓器安全閥再次開啟 8．056
穩壓器安全閥再次關閉 16。944
PRHR 熱交換器傳熱能力與衰變
熱匹配 一19．100
穩壓器水容積第二次峰值達到 22，152
主要參數變化見圖3～圖7。
圖3 穩壓器壓力
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麓
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時聞(秒)
圖4 穩壓器水裝量
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圖5 與PRHR相連環路溫度
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憫漕’
圖6 不與PRHR相連環路溫度
一19—
麓電工蠢與技術2011年第3期
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越
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髓
口
I~111(社)
圖7 PRHR流量
LOFTRAN程序的分析結果表明，自然循環
流量和PRHR 系統能夠在反應堆停堆和反應堆
冷卻劑泵惰轉后移出堆芯衰變熱。
反應堆停堆后．PRHR熱交換器的傳熱能力
和蒸汽發生器的排熱能力用來冷卻反應堆是足
夠的，該冷卻過程一直持續到反應堆冷卻劑冷段
溫度低(低Tcold)“S”信號達到?！癝”信號啟動堆
芯補水箱(CMT)。瞬態過程中，CMT一直以循環
模式運行。CMT中較冷含硼水的進入加速了反應
堆的冷卻。CMT流量由于循環引起的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
換器的運行，當從RCS的熱移出能力降至低于堆
芯衰變熱的產生時，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。穩壓器安全閥的再次開啟使蒸
汽向安全殼排放，在瞬態后期，當PRHR熱交換器
熱移出能力超過衰變熱產生時．安全閥又會關
閉。
在長期電廠瞬態過程中．PRHR熱交換器與
非能動安全殼冷卻系統使反應堆冷卻劑維持在
過冷狀態。在IRWST達到飽和后(約2．5d,時)，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冷卻)的水回流到IRWST
內，維持PRHR熱交換器熱阱所需的水位。
6 結論
AP1000的非能動設計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、可靠的反應堆堆型。
參考文獻：
[1】AP1000核電站基礎培訓教材．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 陸核電廠標準設計．上海核工程研究設計
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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