压水堆核电厂运行模式划分研究

压水堆核电厂运行模式划分研究

彭立新

江苏核电有限公司  江苏连云港  222000

摘要：压水堆核电厂运行模式的划分原则是基于设计基准事故假设和运行控制方式而确定，本文从热工物理参数、次临界度等参数结合运行控制和设计基准事故进行研究，综合比较分析各类堆型压水堆的运行模式划分的方式。从水热工物理参数结合核安全要素、核安全屏障、设计基准事故和运行控制进行分析和研究提出了模式合理划分方式建议。

关键词：运行模式；设计基准事故；热工物理特性

综合统计和梳理各压水堆核电厂运行技术规格书对运行模式的划分均各有不同。就结构形式，分为美系技术规范和法系技术规范。法系、美系通常均分为6种状态。以轻水作为冷却剂，主系统材料使用相近的压水反应堆，在满足设计基准事故响应和设计安全规定运行模式划分原则应该基本类似。因此，从压水堆模式划分基础参数组合的原则出发，重新确定压水堆的基本模式划分是有必要的。

1运行模式划分的分析

压水堆核电厂使用轻水作为冷却剂，反应堆始终保持有一定的过冷度。水相关的热工物理特性是运行模式划分的一个主要参数。M310堆型的机组使用法系运行技术规格书体系，运行状态点控制在以压力-温度为横纵轴的坐标系、以设备材料、设计基准事故假设设置各温度、压力的条件边界线、围成的运行允许区域。其运行模式划分原则是：在该运行允许区域内根据设计基准事故对各缓解事故的系统可用性要求、运行控制要求而进行的划分。美系运行技术规格书[1]的运行模式划分方式：反应堆压力容器内装有燃料时包含堆芯反应性状态、功率水平、反应堆冷却剂平均温度、压力容器封头顶盖螺栓张紧程度的任何一种组合。

综上分析比较压水堆：中子运动学特性、汽水相关的热工物理特性、主系统完整性特征是压水堆核电厂状态划分的关键参数。其中：中子运动学特性是表征反应堆堆芯的具体状态，状态分界点在临界或次临界，核心参数是次临界度。汽水相关的热工物理热性是表征主系统冷却剂的具体状态，状态分界点包括：主系统材料的韧脆性转变温度、蒸汽发生器传热特性的临界温度、材料制约的上限温度和大气压下水汽化温度。核心参数是主系统冷却剂的平均温度。主系统边界完整性是表征主系统边界的具体状态，状态分界点在有足够大的开口。主系统足够大开口状态下，系统的升压被限制在大气压以下。一般选取足够大面积的机械部件螺栓力矩完全释放作为划分点。除了考虑堆芯状态、冷却剂平均温度、主系统边界完整性关键参数。

2.1  基于设计基准事故响应的模式划分分析

故障类的设计基准事故退防模式一般是温度294.4-180℃的热态，或温度180℃-160℃的中间态，或低于90℃的冷态。这些模式下水力热工物理工况：1）热态，蒸汽发生器的排热能维持高的效率，汽动辅助给水泵能维持冷阱水源供应而不依赖电源。2）中间态，主系统的升压受到限制，主系统破口概率降低，余热导出方式多样；3）冷态，破口事故对安全壳的威胁降低，缓解安全壳威胁的系统或安全壳密封性系统的需求降低。

由于反应堆压力容器材料在中子辐照下脆化而韧性下降，运行技术规范依据RCC-M给出的材料断裂韧性而确定的RPV允许的冷却剂压力。通过经验公式[2]计算主系统安全阀动作值17.2Mpa对应的温度值为120℃，考虑1.33倍的裕量，在160℃需要进行脆性断裂的限制，大于160℃将余热排出系统安全阀的限制接入主系统。温度过高受到余排系统材料和传热容量的限制。综上，在160-180℃余热排出系统连接主系统，以180℃作为热态的划分点，是第二道屏障材料限制和热工参数特性的需求。

低于90℃的工况，主系统发生破口事故时，冷却剂泄漏到安全壳的能量被限制，不会引起汽化，不会对安全壳产生瞬态效应。建立90℃以下的LOCA模型[3] ，从模型计算：90℃以下，当发生破口事故，引起安全壳压力升高而自动安注、安喷时间分布在第15天和61天，安全壳的温度在第61天仍维持在66℃以下，根据手动启动安喷准则，手动启动安喷的概率也非常小的。因此，90℃可以作为冷态的分界点，为第三道屏障密封性功能的要求。

综上所述分析，从设计基准事故初始状态和事故退防状态，运行模式划分为热态、中间态和冷态。

2.2基于运行控制的模式划分分析

热停堆向上的状态，即反应堆临界状态，中子状态发生变化。反应堆操作的角度，临界是一个逼近过程，次临界度从0.99开始逼近1为临界。一般在临界后到2%Pn之间进行如各反应性系数、控制棒、中子动力学等特性的试验。因此，临界后通过次临界度和功率来划分。

冷停堆往下的状态需要以机械的方式打开一个足够大面积的开口。控制点为反应堆压力容器顶盖或稳压器人孔的一个或多个螺栓未处于完全紧张状态。这个模式往往是为了反应堆堆芯卸料或一回路需要开口的设备维修、检查。为避免在失去全部冷却时的活塞效应，选择在热段打开足够大尺寸的排出通道，因此选择打开稳压器人孔。而压力容器顶盖打开后，反应堆水池可以作为容器承装足够的冷却剂满足堆芯冷却，因此也可以选择打开压力容器顶盖。在开口过程中，螺栓拉升未开始前，都属于冷停堆的一个工况。全部燃料转移到乏燃料水池后，核安全问题转移到了乏燃料水池，为了保证核安全监测的连续性，设置了堆芯完全卸料的模式，该模式主要保证乏燃料水池的反应性控制、余热导出及放射性屏蔽功能的正常运转。

综上述分析，压水堆模式根据一回路平均温度、核功率、次临界度和主系统边界分为7个模式，即功率运行、热备用、热停堆、中间停堆、冷停堆、换料停堆和完全卸料。如表1：

备注1：压力容器顶盖或稳压器人孔的一个或多个螺栓未处于完全张紧状态。

表1 M310堆型运行模式划分建议

3结论

本文为通过对美系和法系运行技术规格书分析，针对设计基准事故和运行控制进行研究。通过分析得出以下结论：

1）通过一回路平均温度、核功率、次临界度和主系统边界完整性参数进行模式划分；2）压水堆核电厂划分为功率运行、热备用、热停堆、中间停堆、冷停堆、换料停堆和完成卸料模式；3）根据第二道屏障要求以180℃作为热态的分界点，根据第三道屏障要求以90℃作为冷态的分界点。

参考文献：

[1] Standard Technical Specifications for Westinghouse Pressurized Water Reactors Revision Issued Fall 1981 Supercedes NUREG-0452, Revision 3.

[2] 吕峰 陈明亚 吴洪 黄平 基于RCCM规范的压力-温度限值曲线计算与讨论.核动力工程，2012，第6期

[3] 杨萍 王国栋等 NB/T 20404-2017RK压水堆核电厂安全壳压力和温度瞬态分析，2017

作者简介：彭立新（1983年10月—），男，湖南娄底，江苏核电有限公司，高级工程师，大学本科，反应堆运行。