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主蒸汽管道断裂事故分析-岭澳核电站2号机组第10循环
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目录
0参考文件.......................................................................................................................4
1概述............................................................................................................................5
2事故起因和描述............................................................................................................6
2.1定义.......................................................................................................................6
2.2频率和限制准则.....................................................................................................6
3反应堆保护....................................................................................................................7
4假设..............................................................................................................................9
4.1初因事件................................................................................................................9
4.2初始工况................................................................................................................9
4.3堆芯相关假设.......................................................................................................10
4.4保护系统相关假设................................................................................................10
4.5安全系统相关假设................................................................................................11
4.6单一故障..............................................................................................................12
4.7其它功能假设.......................................................................................................12
5方法............................................................................................................................14
6结果和结论..................................................................................................................15
6.1结果.....................................................................................................................15
6.2结论.....................................................................................................................15
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表目录
表1计算中使用的主要假设值.......................................................................................16
表2多普勒功率亏损.....................................................................................................17
表3瞬态状态点............................................................................................................18
表4事件序列................................................................................................................19
表5最小DNBR发生时刻反应堆状态.............................................................................20
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图目录
图1慢化剂密度系数.....................................................................................................21
图2硼微分价值............................................................................................................22
图3核功率...................................................................................................................23
图4堆芯热流密度.........................................................................................................24
图5反应性...................................................................................................................25
图6堆芯硼浓度............................................................................................................26
图7稳压器压力............................................................................................................27
图8稳压器水体积.........................................................................................................28
图9冷却剂温度（受影响环路）...................................................................................29
图10冷却剂温度（未受影响环路1）...........................................................................30
图11冷却剂温度（未受影响环路2）...........................................................................31
图12蒸汽发生器压力...................................................................................................32
图13蒸汽流量..............................................................................................................33
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0参考文件
[1]：LANPS1、2机组–先进燃料管理换料安全分析检查表（E版）
PLXAFMPD200FNPI00GN
[2]：LANPS1&2-ADVANCEDFUELMANAGEMENT-STEAMLINEBREAKCORE
CONSEQUENCESACCIDENTANALYSES,Rev.D,PLXAFMPC310FNPI00GN,
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1概述
该报告描述了岭澳核电站2号机组第10循环换料设计的主蒸汽管道断裂事故—堆芯
后果分析。
该研究目的是验证瞬态过程中燃料没有损坏的风险。
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2事故起因和描述
2.1定义
主蒸汽管道断裂引起的蒸汽排放，最初将使蒸汽流量增加，而后由于压力下降，蒸
汽流量减小。蒸汽发生器二次侧排热的增加导致反应堆冷却剂温度和压力下降。
由于负的慢化剂温度系数，冷却剂的降温导致停堆裕量减小。如果假定在紧急停堆
之后具有最大负反应性的一组棒束控制组件（RCCA）卡在完全抽出的位置，那么即使其
它所有控制和停堆棒全部插入，堆芯也可能重返临界并且功率上升。
事故中，RCCA本该插入却卡在堆外的燃料组件中会产生较大的热通道因子，燃料
元件表面有可能发生偏离泡核沸腾（DNB）。
分析的蒸汽管道破口为双端剪切断裂。当量破口面积相当于蒸汽发生器出口限流器
总的流通截面积。
主蒸汽管道断裂事故分析假定反应堆初始为热停堆状态。对于堆芯后果而言，反应
堆功率运行时发生该事故的后果严重程度次于热停堆状态，这是因为反应堆冷却剂系统
所含能量比零功率时更多，而且燃料之中也含有能量。这些能量提供了热惯性，推迟了
达到等同于零功率时的温度和停堆裕量所需的时间。
此外，由于在热停堆时，二回路流体的初始质量较多，蒸汽发生器压力较高，所以
反应堆冷却剂系统降温的幅度更大，持续时间更长。
2.2频率和限制准则
主蒸汽管道断裂属于RCC-P工况Ⅳ事件（极限事故）。
本研究采用的限制准则是：DNBR必须始终高于限值（W3公式为1.45；FC公式为
1.18，工况Ⅱ准则）。
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3反应堆保护
以下功能在主蒸汽管道断裂事故期间提供必要的保护。
1）下列任一信号启动安注系统：
-稳压器低-低压力
-蒸汽管道之间高压差
-高蒸汽流量同时伴有低反应堆冷却剂平均温度或低补偿蒸汽压力
-高安全壳压力
安注系统将硼注入堆芯，降低堆芯的反应性。
2）下列任一信号触发反应堆停堆：
-高中子注量率
-中子注量率高增长速率
-超功率ΔT
-超温ΔT
-安注信号
3）主给水管道冗余隔离，因为过大的给水流量会加速冷却降温。
安注信号或高-高蒸汽发生器水位信号同时还会引起：
-主给水泵跳闸
-主给水控制阀关闭
-主给水泵出口侧的全部隔离阀都关闭
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4）辅助给水系统启动由以下信号触发：主给水泵跳闸、安注或蒸汽发生器低-低水位。
5）下列任意一个信号使主蒸汽隔离阀迅速关闭：
-高蒸汽流量同时伴有低反应堆冷却剂平均温度或低补偿蒸汽压力
-高安全壳压力
-低-低蒸汽压力
三条蒸汽管道都各自装有一个隔离阀，可以在5秒之内关闭。
不管破口位于何处，即使其中有一个隔离阀失效，也可以阻止蒸汽从一个以上的蒸
汽发生器中释放。
6）限流器
每个蒸汽发生器都装有一体化的多喷嘴限流器，不管破口位于何处，都可以限制主
蒸汽管道断裂事故中破口处的蒸汽流量。
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4假设
主要假设值见表1。
4.1初因事件
所有蒸汽发生器都装有喉部面积为0.13m
2
的一体化限流器，因此任何破口面积大于
0.13m
2
的管道破裂对核蒸汽供应系统（NSSS）的影响都与所分析的工况一致。
蒸汽管道断裂发生在零时刻。
采用MOODY关系式计算通过破口的蒸汽流量。假设破口处背压为0.1MPa，不考
虑管道中的压降。
在瞬态的最初几秒内（蒸汽管道隔离之前)，所有三台蒸汽发器都通过限流器以音速
流向外喷放。
假定蒸汽发生器中汽水完全分离。这个是一个保守的假设，因为实际上有部分液态
水以小液滴的形式被蒸汽夹带走了，这将导致反应堆冷却剂系统同二回路之间的热交换
效率降低，从而导致降温瞬变不那么严重。
4.2初始工况
电厂处于热态零功率状态，除了一组RCCA卡在全部抽出位置外，其它所有的
RCCA全部插入堆芯。
假定厂外电源可用。如果厂外电源丧失，此事故将不那么严重。这是由于厂外电源
丧失后，一回路冷却剂流量下降，蒸汽发生器两侧的温度梯度减小，从而降低了反应堆
冷却剂的降温速率。
初始稳压器压力为名义值。
初始冷却剂温度为零功率时的温度。
初始稳压器水位为名义值减去4%的不确定性。
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4.3堆芯相关假设
1)慢化剂密度系数
与RSAC
[1]
相比，计算得到的主蒸汽管道断裂事故慢化剂密度系数（不同硼浓度下，
对应不同的慢化剂密度）没有超限。因此在本循环的分析中，可以保守地采用RSAC
[1]
中
的慢化剂密度系数（见图1）。
2)硼微分价值
与RSAC
[1]
相比，计算得到的主蒸汽管道断裂事故硼微分价值（不同硼浓度下，对应
不同的慢化剂密度）没有超限。因此在本循环的分析中，可以保守地采用RSAC
[1]
中的硼
微分价值（见图2）。
3)多普勒效应
与RSAC
[1]
相比，计算得到的主蒸汽管道断裂事故多普勒功率亏损没有超限。因此在
本循环的分析中，可以保守地采用RSAC
[1]
中的多普勒功率亏损（见表2）。
多普勒温度系数取-4.21pcm/°C（最大绝对值）。
4)停堆裕量
停堆裕量假定为2300pcm。
堆芯物理研究表明，即使在最不利工况下，这个裕量也是可以保证的。
初始堆芯硼浓度假定为0ppm。
不考虑堆芯余热。
4.4保护系统相关假设
保护定值考虑最大的最不利的仪表误差。
假定保守的信号产生时间。
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对于双端剪切断裂，低补偿蒸汽压力与高蒸汽流量信号共同触发安注和蒸汽管道隔
离。低补偿蒸汽压力定值为3.24MPa。
超前-滞后函数(1+Ts)/(1+T’s)的时间常数为：
-T=50秒
-T’=5秒
保守的假定断裂后5秒后产生安注信号（断裂发生后3秒后达到阈值）。
4.5安全系统相关假设
1）安注系统
-假定最小安注流量，这对应于最严重的单一故障，即只有一台高压安注泵启动。
-硼注入箱（BIT）内的硼酸浓度为7000ppm。
-硼酸到达堆芯的延迟包括：
?5秒产生安注信号(保守时间)；
?10秒打开阀门和启动泵；
?清除浓硼箱隔离阀下游安注管道中稀释溶液的总时间，由程序计算。安注
管道中的硼传输采用扩散模型。
2）辅助给水
保守假定瞬态一开始辅助给水就启动，辅助给水流量为一台汽动泵和两台电动泵都
运行时的最大流量，同时向三台蒸汽发生器供水。主蒸汽管道隔离后，保守假定辅助给
水只供给受影响的一台蒸汽发生器。
3）安注箱
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-安注箱硼酸浓度假定为2000ppm。
-计算中模拟了安注箱注射管道中含有稀释硼酸溶液的部分。
4）蒸汽管道隔离
假定低蒸汽压力信号7秒后蒸汽管道被有效隔离（包括2秒的通道延迟和5秒的阀
门完全关闭时间）。
5）主给水隔离
假定低蒸汽压力信号7秒后主给水被有效隔离（包括2秒的通道延迟和5秒的阀门
完全关闭时间）。
4.6单一故障
假定最严重的单一故障，即只有一台高压安注泵启动。
4.7其它功能假设
1）反应堆冷却剂和二回路系统
本研究中，蒸汽发生器一次侧同二次侧之间采用最大的传热系数。此外不考虑由两
台未受影响蒸汽发生器倒传给反应堆冷却剂的热量，以使反应堆冷却剂降温最快。
不考虑堆芯余热，只考虑在燃料元件中和蒸汽发生器传热管中贮存的热量。
压力容器入口混合系数取自LACYDON3回路电站的试验。考虑了回路间的冷却剂
混合，特别是堆芯下降段的旋转效应。
堆芯中的硼浓度取决于反应堆冷却剂流量和安注流量。考虑了慢化剂密度变化引起
的反应堆冷却剂系统质量流量的变化，还考虑了反应堆冷却剂压力变化引起的安注流量
变化。
2）正常给水
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保守假定瞬态中主给水流量等于100%满功率下流量，直到主给水隔离。
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5方法
使用SMART程序计算主蒸汽管道断裂事故的特定中子学参数和用于DNBR计算的
堆芯功率分布。
使用THEMIS程序计算热工水力瞬态。
使用MELANGE程序研究堆芯入口温度分布。
使用FLICAⅢ-F程序计算DNBR。
与RSAC
[1]
相比，计算得到的U2C10所有关键安全参数都没有超限。因此，岭澳核电
站先进燃料管理项目主蒸汽管道断裂事故分析中THEMIS程序和MELANGE程序的计算结
果（对应于多普勒功率亏损在20%功率水平时为928pcm的工况）
[2]
仍然适用于
U2C10，而且是保守的。计算DNBR的最不利状态点见表3，该状态点同时用于自然循环
末期（EOL）和延伸运行末期（EOS）分析。
DNBR计算中所用的堆芯功率分布来自于在EOL和EOS分别考虑D12、H14和
F14卡棒时的计算结果。
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6结果和结论
6.1结果
事件序列如表4所示。
表5给出达到最小DNBR值时刻的反应堆冷却剂状态（F14卡棒）。
计算得到最小DNBR值为2.17（EOL）和1.98（EOS），均大于限值1.18（FC公
式）。此外，出于验证目的，使用W3公式计算最小DNBR，结果为2.19（EOL）和
1.98（EOS），均大于限值1.45（W3公式）。
6.2结论
分析表明，主蒸汽管道断裂事故中燃料没有损坏。
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表1计算中使用的主要假设值
参数单位使用限值
停堆裕量pcm2300
安注
·保守的安注信号产生时间
·阀门开启并启动泵的时间
·硼浓度
浓硼箱内
安注管道内
PTR内
s
s
ppm
ppm
ppm
5.0
10.0
7000.0
0.0
2000.0
低补偿蒸汽压力整定值
·超前滞后函数：(1+Ts)/(1+T’s)
MPa
T(s)
T’(s)
3.24
50.0
5.0
高蒸汽流量整定值%名义值
43.0
主给水和主蒸汽隔离
·通道延迟时间
s2.0
·阀门完全关闭时间s5.0
辅助给水流量m
3
/h250.0
初始稳压器压力MPa15.5
初始冷却剂温度°C291.4
初始稳压器水位%20.2-4=16.2
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表2多普勒功率亏损（pcm）
5%PN10%PN15%PN20%PN25%PN
D12卡棒
3656007839281043
H14卡棒3656007839281043
F14卡棒3656007839281043
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表3瞬态状态点
D12卡棒H14卡棒F14卡棒
热流密度，%FP
18.3318.3318.33
反应堆冷却剂入口温度，℃
213.8
241.7
231.2
213.8
241.7
231.2
213.8
241.7
231.2
冷却剂压力，MPa
3.6313.6313.631
堆芯硼浓度，ppm
28.8728.8728.87
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表4事件序列
事件时间，s
主蒸汽管道断裂0.0
假定产生安注、蒸汽管道隔离以及主给水隔离等信号5.0
稳压器排空8.8
主给水隔离和蒸汽管道隔离10.0
一台高压安注泵启动15.0
重返临界27.0
硼酸溶液到达堆芯（1ppm）32.8
达到热流密度峰值（18.33%满功率）63.0
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表5最小DNBR发生时刻反应堆状态
EOLEOS
反应堆入口冷却剂温度（受影响环路），°C213.8213.8
反应堆入口冷却剂温度（未受影响环路），°C
241.7
231.2
241.7
231.2
冷却剂压力，MPa3.6313.631
反应堆冷却剂流量，名义值份额1.01.0
堆芯硼浓度，ppm28.8728.87
平均热流密度，%名义值18.3318.33
径向热通道因子5.805.71
轴向热通道因子2.602.88
最小DNBR（FC）2.161.98
最小DNBR（W3）2.191.98
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慢化剂密度系数，(k
/
k
△
)/(g/cm
3
)
慢化剂密度，g/cm
3
0ppm
500ppm
1000ppm
图1慢化剂密度系数
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硼微分价值，pcm/ppm
慢化剂密度，g/cm
3
图2硼微分价值
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核功率，名义值份额
时间，s
图3核功率
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堆芯热流密度，名义值份额
时间，s
图4堆芯热流密度
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反应性
，pc
m
时间，s
图5反应性
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堆芯硼浓度，ppm
时间，s
图6堆芯硼浓度
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稳压器压力，MPa
时间，s
图7稳压器压力
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稳压器水体积，m
3
时间，s
图8稳压器水体积
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冷却剂温度，°C
时间，s
图9冷却剂温度（受影响环路）
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冷却剂温度，°C
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图10冷却剂温度（未受影响环路1）
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冷却剂温度，°C
时间，s
图11冷却剂温度（未受影响环路2）
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蒸汽发生器压力，
MPa
时间，s
图12蒸汽发生器压力
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主蒸汽管道断裂事故分析-岭澳核电站2号机组第10循环
版次A页号33
蒸汽流量，名义值份额
时间，s
图13蒸汽流量
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