华龙一号核电厂非失水事故PIRT 表研究

陆雅哲 李 峰 程 坤 初 晓 陈宏霞

(核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213)

0 前言

对热工水力现象的认识是研究核电厂在事故工况下响应的前提，也是程序适用性验证的基础[1]。 本文针对华龙一号的电厂设计， 遵循美国核管会发布的导则REGULATORY GUIDE 1.203[2]以及国家核安全局发布的 《核动力厂安全分析用计算机软件开发与应用》[3]所提供的评价模型开发与评估过程（EMDAP）建立现象识别和分级表（PIRT）。通过对所涉及的现象进行识别，并按这些现象对性能指标的影响进行重要度的等级划分， 从而避免对事故相关的所有部件和所有现象进行详细评价。 通过对目标电厂建立PIRT 表的过程，可以得到对事故进程有重要影响的物理现象，同时可以用于指导哪些重要现象需要程序进行精确的模拟[4，5]。

1 华龙一号技术特点

华龙一号充分借鉴融合了“三代”核电技术的先进设计理念和我国现有压水堆核电站设计、 建造、调试、运行的经验，以及近年来核电发展及研究领域的成果，满足我国最新核安全法规要求和国际、国内最先进的标准要求，同时参考国际先进轻水堆核电厂用户要求，满足三代核电技术的指标要求，具备完善的严重事故预防与缓解措施，并考虑了应对福岛核电站事故的相关改进和措施。

2 非失水瞬态事故现象及重要度分级

华龙一号非失水瞬态事故主要包含二回路排热增加类、二回路排热减少类及冷却剂强迫流量丧失类事故、反应性和功率分布异常事故、冷却剂装量增加事故和未能紧急停堆的预期瞬态。

针对不同部件识别重要现象并进行重要度划分。非失水瞬态事故中，考虑三个重要度等级，包括高（H）、中（M）、低（L）。

下面给出现象等级划分的定义：

H：表示该现象被认为具有高重要度。该现象必须被精确的模拟，以正确地预测瞬态过程，预测该进程的模型必须要进行验证。

M：表示该现象被认为具有中等重要度。 尽管该现象对整个瞬态的影响水平低于高重要度的现象，但所用模型仍需使模拟结果尽量接近此现象。

L：表示该现象被认为具有低重要度。 该现象应被模拟或以足够详细的方法进行解释，但可不考虑其精度对于整个瞬态的影响。

N/A：表示该现象对某个部件在某个瞬态阶段不适用。

2.1 主蒸汽系统事故卸压及蒸汽管道破裂事故现象识别与分级

本文以二回路排热增加类事故中的主蒸汽系统事故卸压及蒸汽管道破裂为例，阐述非失水事故现象识别与建立分级表的过程。

2.1.1 事故现象

（1）主蒸汽系统事故卸压

对主蒸汽系统事故卸压而言，导致最严重的堆芯后果的是单个汽机旁路阀，大气释放阀或蒸汽发生器安全阀意外打开。 该事故引起的蒸汽释放，先使蒸汽流量增加，然后随着蒸汽压力下降，蒸汽流量减少。 事故过程中反应堆冷却剂的温度和压力降低，由于负慢化剂温度系数的作用，使得堆芯功率增加、堆芯停堆裕量减少并且有重返临界的危险，可能发生偏离泡核沸腾（DNB）。

（2）蒸汽管道破裂事故

一条环路的蒸汽系统管道破裂引起的蒸汽排放，初期蒸汽流量增加，而后由于蒸汽压力下降，蒸汽流量减小。 二回路带热导致冷却剂的温度和压力下降，由于负慢化剂温度系数的作用，降温导致正反应性引入。 若反应堆处于热停堆状态，反应堆将会重返临界。此时核功率较低，同时由于非对称冷却效应，堆芯功率形状畸变严重，可能出现局部DNB。 通过安全注入系统向堆芯注射硼酸，引入负反应性，使反应堆停堆。若反应堆处于功率运行，正反应性引入导致反应堆功率上升，可能出现局部DNB。与热停堆状态相比，反应堆功率运行的事故后果没有那么严重，此时反应堆冷却剂系统所具备热惯性推迟了达到相应于零功率的温度和停堆裕量的时间。

重要现象总结如表1 所示。

表1 主蒸汽系统事故卸压及蒸汽管道破裂事故重要现象

2.1.2 现象分级

主蒸汽系统事故卸压和蒸汽管道破裂事故的主要风险是堆芯发生泡核沸腾，造成堆芯包壳损坏。 针对该性能指标，确定事故主要现象重要度分级。

（1）燃料

燃料现象包含了中子学现象、构件储热等。中子学现象主要为裂变功率计算和热工参数反馈， 该现象影响了堆芯核功率，进而影响了热流密度计算，定义为重要度高（H）。 构件储热与热传导模型影响燃料温度，进而影响核反馈和核功率计算，定义为重要度中（M）。

（2）堆芯

堆芯现象包含了热工水力现象，主要为强迫对流换热，定义为重要度高（H）。这是因为事故风险主要是发生偏离泡核沸腾现象。 强迫对流换热计算决定了当前热流密度。

（3）压力容器

压力容器内现象主要为冷却剂在下降段和下腔室内的搅混。该现象定义为重要度高（H）。蒸汽管道破裂事故过程中，来自不同环路、温度不同的流体进入压力容器后在下降段和下腔室内搅混， 然后流入堆芯，引起堆芯的非对称冷却。 非对称冷却效应将会引起堆芯功率分布的畸变，进而影响局部热流密度和偏离泡核沸腾比（DNBR）计算。

（4）SG

SG 一次侧和二次侧热工水力现象主要为一次侧强迫对流换热、SG 二次侧单相和两相换热、汽水分离器行为。 上述现象定义为重要度高（H）。 SG 换热现象影响了对一回路冷却剂的冷却效果，一回路冷却剂冷却结合核功率反馈现象会引起核功率上升，同时冷却结合稳压器热工水力现象会影响压力结果，进而影响临界热流密度。

（5）稳压器

稳压器热工水力现象主要为一回路冷却导致的水体积收缩，稳压器内部流体流入到热段中。 稳压器内水装量下降，引起压力下降。 该现象定义为重要度中（M）。 该现象导致的压力下降将影响临界热流密度计算，进而影响DNBR。

（6）破口

破口主要现象为临界流。 该现象定义为重要度高（H）。 破口排放是引发事故的重要现象，该现象决定了SG 换热现象、一回路温度分布及堆芯重返临界水平。

（7）硼输运

硼输运现象定义为重要度中（M）。事故后，安注系统向反应堆注入高浓度的含硼水，作为良好的中子吸收体，含硼水流入堆芯后，会引入负反应性，抑制反应堆功率上升水平。

其余现象定义为重要度低（L）。

主蒸汽系统事故卸压和蒸汽管道破裂事故现象识别与分级表结果如表2 所示。

3 结论

本文对华龙一号非失水瞬态事故下的现象进行了识别和重要度分级研究，得到了事故PIRT 表，获得对事故进程有重要影响的物理现象，可用于指示需要程序精确模拟的现象，为非失水瞬态计算程序的验证提供基础。

表2 主蒸汽系统事故卸压和蒸汽管道破裂事故PIRT 表