RETRAN程序在300MW核电厂事故分析中的建模及应用

RETRAN程序在300MW核电厂事故分析中的建模及应用

【摘要】本文以300MW核电厂为研究对象，利用RETRAN程序对其一、二回路的主要设备和系统进行建模。选择全失流事故进行瞬态分析，共考虑反应堆堆芯DNBR分析和系统超压分析两种不同的分析方向，每种分析方向包含主泵低转速触发停堆和主泵低流量触发停堆两种不同的工况，研究300MW核电厂在全失流事故下的瞬态响应。然后将RETRAN程序的计算结果作为NCED程序的输入，计算堆芯DNBR的变化趋势。结果表明300MW核电厂在全失流事故下的瞬态响应和DNBR结果满足相关设计准则的要求。

【关键词】：RETRAN，事故分析，DNBR

1、背景

反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故，是由供电系统的故障而导致反应堆冷却剂泵同时丧失电源引起的。如果事故发生时反应堆处于功率运行状态，反应堆冷却剂强迫流动的丧失就会使反应堆冷却剂温度迅速升高。如果不能及时停堆，反应堆冷却剂温度的升高和流量的降低将会导致燃料元件损坏。该事故属于Ⅲ类事故，不过按照II类事故验收，按SRP对此事故的评审要求，其验收准则为：

1.1.反应堆冷却剂系统压力边界完整性，即反应堆冷却剂系统压力低于安全限值；

1.2.燃料元件的完整性，即堆芯最小DNBR应高于其安全限值。

因此，本分析考虑了反应堆堆芯DNBR工况和系统超压工况两种不同的分析方向。

该事故发生后，可能触发以下停堆信号：

1.2.1. 反应堆冷却剂泵低转速；

1.2.2.反应堆冷却剂低流量；

1.2.3.反应堆冷却剂泵母线低电压或低频率。

2.分析方法和假设

2.1.程序简介

本分析采用RETRAN-02瞬态热工水力系统分析程序进行计算分析。在程序中模拟了中子动力学、反应堆冷却剂系统、稳压器、稳压器卸压阀和安全阀、蒸汽发生器、蒸汽发生器大气释放阀、安全阀和给水系统。可计算包括系统温度和

压力、蒸汽发生器水位、稳压器水位和反应堆功率等核电厂参数变化。在系统参数分析完成后，将反应堆压力、堆芯入口冷却剂焓、流量以及功率等参数作为边界条件，输入到反应堆堆芯子通道分析程序NCED中，以分析确定事故条件下堆芯DNBR的变化。RETRAN程序建模的节点划分见图2-1。NCED程序是在美国电力研究院（EPRI）研制的堆芯子通道热工水力分析程序VIPRE的基础上开发的，该程序可用于正常运行、运行瞬态和事故条件下反应堆堆芯热工水力行为分析。

图2-1 300MW核电厂节点划分

2.2.初始工况和假设条件

该事故主要考虑反应堆堆芯DNBR分析和系统超压分析两种分析工况，对应的初始工况系统参数的选取详见表2-1。

表2-1 主要初始条件及假设

系统参数 堆芯DNBR分析 系统超压分析

反应堆稳态功率（MW） 安全分析最大值

稳态系统压力（MPa） 考虑负偏差 考虑正偏差

稳态反应堆冷却剂平均温度（℃） 考虑正偏差

反应堆冷却剂流量（t/h） 考虑负偏差

蒸汽发生器压力（MPa） 安全分析名义值

蒸汽发生器水装量（t） 安全分析名义值

多普勒系数取大的绝对值，慢化剂温度系数取小的绝对值。这是因为本事故工况是一个慢化剂温度上升而使反应堆功率下降的瞬态过程，这样取值使反应堆功率下降趋于缓慢，因而堆芯DNBR下降得更低，因此是保守的。

事故开始于0.0s，两台主泵因失电而流量下滑。主泵失电后，假定其母线频率以4Hz/s降低。在计算中假定反应堆冷却剂环路冷却剂流量与泵转速成正比。

在300MW核电厂设计中，反应堆冷却剂泵母线低电压或低频率信号为非1E级，因此在安全分析中不予考虑。该事故针对反应堆冷却剂泵低转速和反应堆冷却剂低流量两个停堆信号分别分析：

2.2.1.工况A：由反应堆冷却剂泵低转速信号触发停机、停堆。计算结果中的压力曲线采用超压分析的工况，其它曲线采用DNBR分析工况；

2.2.2.工况B：由反应堆冷却剂低流量停堆信号触发停机、停堆。计算结果中压力曲线采用超压分析的工况，其它曲线采用DNBR分析工况。

3.结果及讨论

3.1.工况A计算结果及讨论

第0.0s事故发生后，两台冷却剂主泵开始惰转，反应堆堆芯流量和环路冷却剂的流量逐渐减小，RCS平均温度逐渐上升，系统压力也随之升高，堆芯DNBR逐渐降低。随着反应堆冷却剂泵低转速停堆信号触发停堆（1.64s），经过1.0s的延时，控制棒开始下落，反应堆堆芯功率迅速降低，堆芯DNBR在达到最小值1.85后（4.46s）逐渐上升（堆芯DNBR初始值为2.26）。稳压器最高压力为16.95MPa（32.5s），系统最高压力为17.04MPa。工况A的主要事件序列详见表3-1。

表3-1 反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故事件序列（工况A）

事 件 时间（s）

两台主泵开始失电惰转 0.0

反应堆冷却剂低转速信号达到 1.64

汽轮机停机 2.24

控制棒开始下落 2.64

堆芯最小DNBR出现（1.85） 4.46

稳压器最高压力出现（16.95MPa） 32.5

3.2.工况B计算结果及讨论

第0.0s事故发生后，两台冷却剂主泵开始惰转，反应堆堆芯流量和环路冷却剂的流量逐渐减小，RCS平均温度逐渐上升，系统压力也随之升高，堆芯DNBR逐渐降低。随着反应堆冷却剂泵低转速停堆信号触发停堆（2.03s），经过1.5s的延时，控制棒开始下落，反应堆堆芯功率迅速降低，堆芯DNBR在达到最小值1.69后（5.19s）逐渐上升（堆芯DNBR初始值为2.26）。稳压器最高压力为16.78MPa（31.8s），系统最高压力为16.87MPa。工况B的主要事件序列详见表3-2。

表3-2 反应堆冷却剂强迫流动全部丧失事故的事件序列（工况B）

事 件 时间（s）

两台主泵开始失电惰转 0.0

反应堆冷却剂低转速信号达到 2.03

汽轮机停机 3.00

控制棒开始下落 3.53

堆芯最小DNBR出现（1.69） 5.19

稳压器最高压力出现（16.78MPa） 31.8

4.结论

根据本文针对300MW核电厂在全失流事故下的计算结果和分析，可得结论如下：

4.1. 本文利用RETRAN程序成功地以300MW核电厂的一回路和二回路主要设备和系统为研究对象进行建模；

4.2. 通过分析发现，在反应堆冷却剂强迫流动全部丧失的事故过程中，堆芯最小DNBR未低于其DNBR限值，燃料元件可保持完整性；

4.3. 反应堆冷却剂系统最高压力低于压力限值，反应堆冷却剂系统压力边界的完整性保持完好。

【参考文献】：

[1] RETRAN-02： A Program for Transient Thermal-Hydraulic Analysis of Complex Fluid Flow Systems， NP-1850-CCM， May， 1981。