关键词：低温 完整性 正常余热排出系统 压力容器
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1概述
AP1000反应堆冷却剂系统大部分设备的制造材料是碳钢（牌号：ASME SA-508），碳钢的重要特性是在一定温度下发生脆性转变。在温度较高时，如果碳钢所收到外界拉应力逐渐增加，碳钢首先发生塑性变形，在拉应力增加到一定程度时发生断裂。但是如果碳钢的温度在脆性转变温度附近，则碳钢就会在较低的拉应力作用下发生断裂。为了防止这种事故发生，在反应堆冷却剂温度较低时要求反应堆运行在一定的压力、温度范围以内，防止由于反应堆压力变化、温度变化导致设备的所承受的拉应力超出设备设计范围。正常启停堆的过程中，AP1000通过设计专门的设备和管理来防止工作人员失误，避免设备故障导致低温条件下压力容器损坏。
2压力容器低温完整性保护的目标
在反应堆冷却剂系统中，压力容器中部是整个反应堆冷却剂系统最脆弱的部分，最容易遭受断裂事故。当压力容器中的压力大于外界压力时，不论是压力容器的内表面还是压力容器的外表面均遭受拉应力，并且反应堆内表面遭受的拉应力要大于外表面。在压力容器温度较低时，由于其能够承受的拉应力较低，由这种压力造成的拉应力就可能损坏压力容器。在正常运行时，通过限定反应堆冷却剂系统的压力不超过一定的限值，以避免压力容器损坏。一个典型的运行曲线如图1所示。曲线左侧是不可接受运行区域，曲线右侧是可接受运行区域。
但是在核电站在启停的过程中，总会有一定时间运行在水实体或者接近于水实体状态。这时由于液体不能压缩，反应堆冷却剂系统水装量的微弱变化就可能导致系统压力出现极大的变化。由于稳压器安全阀只适用于蒸汽环境，无法应对水实体状态，这将导致反应堆冷却剂系统压力增大到反应堆冷却剂系统设备所允许运行范围以外。由于这类运行环境下，正常余热排出系统总是连接到反应堆冷却剂系统，因此可以通过在正常余热排出系统添加安全阀来保护压力容器。由于正常余热排出系统设备的设计压力较低，因此也需要这种安全阀来保护正常余热排出系统设备。另外，在反应堆运行期间，压力容器不断遭受中子照射，导致压力容器脆性转变温度升高。综合以上因素，美国核安全法规要求在设计AP1000系统时，在反应堆正常启停的过程中，在反应堆冷却剂温度低于76.7℃时，压力容器中部的压力不超过4.38MPa。
3低温条件时超压事故假设
在正常启停过程中，仅考虑两种可能导致反应堆冷却剂系统超压的事件：
意外加热事故：在反应堆冷却剂系统温度低于93.3℃并且蒸汽发生器中二回路冷却剂的温度比反应堆冷却剂温度高27.8℃时，启动一台反应堆冷却剂泵，并且与三门核电的反应堆冷却剂泵的启动方式不同，该泵在额定功率下运行。在这种条件下，
由于反应堆冷却剂泵运行的缘故，导致一回路大量冷却剂流过蒸汽发生器，这些冷却剂在加热后体积膨胀，导致反应堆冷却剂系统超压。在反应堆冷却剂泵不运行时，即便蒸汽发生器中二回路冷却剂的温度较高，由于反应堆冷却剂不流动的缘故，受热膨胀的冷却剂不多，不会导致反应堆冷却剂系统超压。
意外液体注入：由于反应堆冷却剂系统上充下泄不匹配的原因，导致不多于 40.2M3/hr的液体注入反应堆冷却剂系统。随着液体不断注入，反应堆冷却剂系统压力不断上升，直到压力上升到液体不能注入为止。导致这种事故发生的最大可能是化容系统补水泵误动作，由于补水泵的出口压力较大，能够源源不断往一回路系统注入液体，从而导致一回路压力升高。单台补水泵的最大注入流量是30.7 M3/hr,由于化容系统上充总管上文丘里管的限流作用，即便是两台补水泵同时运行时，往一回路注入液体的流量还小于39.8 M3/hr。因此，两台化容补水泵误动作对一回路造成的影响完全在假设范围内，不会对压力容器和正常余热排出系统设备造成损坏。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆另外，由于此时反应堆冷却剂温度较低，通过化容系统注入的冷却剂受热膨胀量很小，与化容系统注入量相比微不足道，因此只要正常余热排出系统入口安全阀的额定流量比39.8 M3/hr略大就能防止这种事故时发生低温超压事故发生。
4低温条件时超压事故设备容量分析：
在正常启停过程中，考虑在正常余热排出系统入口管线上添加一个安全阀来缓解低温条件下反应堆冷却剂系统的超压事故。在遇到超压事故时，安全阀在额定的设定压力下打开排放多余的液体，保证反应堆冷却剂系统和正常余热排出系统的压力不超过设备允许的运行范围。在反应堆冷却剂系统压力降低到设定值以下时，安全阀自动关闭，避免失水事故发生。
当反应堆冷却剂温度为93.3℃，蒸汽发生器二次侧的温度为121.1℃时，单台反应堆冷却剂泵启动造成意外加热时，在各种正常余热排出系统入口安全阀启动设定压力和设定流量条件下，通过分析得到的压力容器中部平面的最高压力与允许值比较得到可行的安全阀设定值。详细的计算结果见表1所示。
在反应堆停堆的过程中，当反应堆冷却剂系统压力下降到3.1MPa时投入正常余热排出系统，因此为了防止正常余热排出系统安全阀在正常余热排出系统正常运行时打开，安全阀的设定值应该高于3.1MPa。故在这种条件下，满足要求的安全阀设定压力只能是3.55MPa，额定流量为3028L/min（181.6 M3/Hr）。在一二回路冷却剂温差固定为50℉时，反应堆冷却剂温度越高，传热能力越强，加热的液体越多，反应堆冷却剂体积膨胀越快。因此在反应堆冷却剂温度为93.3℃时保证不超压，就能够保证在设计反应堆冷却剂温度76.7℃时，压力容器中部的压力不超过4.38MPa。
表1 压力容器中部平面最高压力与正常余热派出系统入口安全阀设定值对应关系
Table 1：The peak pressure on the RV mid plane corresponding RNS suction relief valve setpoint
Pset：安全阀设定压力，单位为MPa。
Pmid: 压力容器中部平面压力，单位为MPa。
Qset:安全阀在设定压力时的额定流量，单位是：L/min。
由于此时安全阀的额定流量远远大于假设意外液体注入流量40.2M3/hr ，因此能够保证在意外液体注入条件下反应堆冷却剂系统，正常余热排出系统设备不超压。
总之，对于AP1000系统，当正常余热排出系统入口安全阀压力设定值为3.55MPa，对应的额定流量是3028 L/min的情况下，对于假设的两种导致系统压力升高的设计事故，均能保证：
1）压力容器温度压力限值不超过限值；2）正常余热排出系统压力不超过设计压力的110%。
5正常启动堆过程中采取的措施：
三门核电站在电站启动的过程中，在模式6时抽真空的过程中，正常余热排出系统一直运行控制反应堆冷却剂系统冷却剂的温度，在抽真空以后往反应堆冷却剂系统充水时，稳压器水位不得超过窄量程液位的92%。在启动主泵时需要满足以下要求：
1）反应堆冷却剂系统温度大于或等于177℃并且稳压器水位小于92%；2）或者反应堆冷却剂系统温度小于等于177℃并且每个蒸汽发生器二次侧的温度不能比反应堆冷却剂系统冷却剂温度高28℃。
从实际的运行规程可以看出，AP1000所采用的众多措施都能减小低温超压事故发生的可能性。在启动主泵时，按照要求会在71℃以下启动主泵，这与设计正常余热排出系统入口安全阀所采用的反应堆冷却剂温度有22℃的差距，因此可以有效地降低正常余热排出系统入口安全阀动作的可能性。在反应堆冷却剂系统温度高于93℃启动主泵时，要求稳压器中有一定的汽空间，这能保证在不需要额外安全阀的情况下就能应对主泵启动造成的瞬态事故。在三门核电项目中，主泵启动转速为额定转速的23.6%，在这种情况下反应堆冷却剂系统中冷却剂的流速远远小于额定转速的冷却剂流速，被二回路冷却剂加热膨胀的冷却剂也要少得多，对于设定压力为3.55MPa的正常余热排出系统入口安全阀，为了保证设备不超压，所需要的额定流量要远远小于3028L/min。
6总结
综上所述，在正常启停堆运行，如果发生下列假设运行事故，正常余热排出系统入口安全阀能够保证压力容器不会因为低温超压事故导致压力容器损坏：
（1）在反应堆冷却剂系统温度低于93.3℃并且蒸汽发生器中二回路冷却剂的温度比反应堆冷却剂温度高27.8℃时，启动一台反应堆冷却剂泵。
（2）由于反应堆冷却剂系统上充下泄不匹配的原因，导致不多于 670L/min的液体注入反应堆冷却剂系统。
以上预期瞬态假设已经几乎完全包括正常启停堆过程中所可能遇到的瞬态。因此AP1000的设计对正常运行时的压力容器能够提供充足有效地保护。
论文作者:邱志坚
论文发表刊物:《中国电业》2019年16期
论文发表时间:2019/11/29
标签：冷却剂论文; 反应堆论文; 系统论文; 安全阀论文; 余热论文; 压力论文; 温度论文; 《中国电业》2019年16期论文;