事故容错燃料对核电厂安全影响评价

刘萍萍; 刘梦影; 徐浩德

doi:10.13832/j.jnpe.2024.06.0098

事故容错燃料对核电厂安全影响评价

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0098

中广核研究院有限公司，广东深圳，518000

详细信息

作者简介:
刘萍萍（1979—），女，硕士研究生，现主要从事反应堆总体设计方面的研究，E-mail: 13999680@qq.com

中图分类号: TL334
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出版历程
- 收稿日期: 2024-02-26
- 修回日期: 2024-04-08
- 刊出日期: 2024-12-17

Study on the Effects of Accident Tolerant Fuels on the Safety of CPR1000 Nuclear Power Plants

China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd., Shenzhen, Guangdong, 518000, China

摘要

摘要: 以CPR1000为参考机组，结合CPR1000 一级概率安全分析（PSA）结果，选取大破口失水事故（LOCA）、中破口LOCA、小破口LOCA、全厂断电（SBO）、完全丧失给水、丧失主给水未能紧急停堆的预期瞬变（ATWT）等典型设计扩展工况（DEC）事故情景，使用中广核研究院有限公司自主研发的基于事故容错燃料（ATF）性能开发的热工水力程序LOCUST和SPRUCE，针对ATF-1、ATF-2、ATF-3、ATF-4、ATF-5这5种在研ATF进行确定论计算，并与传统的UO₂-Zr材料比较，分析不同ATF在上述典型事故下的事故进程、堆芯损伤时间、系统成功准则和人员响应时间，发现ATF在事故中有更低的包壳峰值温度、更高的包壳限制温度使得CPR1000机组具有更大的安全裕量，为ATF材料选型提供支持。基于确定论分析结果，针对不同ATF，建立一级PSA模型，从概率论角度给出不同ATF材料对CPR1000机组安全的影响，结果表明现有ATF直接应用于现有反应堆并无实质性的收益。在确定论和概率论分析基础上，文中给出了基于ATF的反应堆发展方向。
- 设计扩展工况 /
- 事故容错燃料 /
- 确定论分析 /
- 概率论分析 /
- 反应堆发展方向
Abstract: In this paper, CPR1000 is taken as the reference unit. According to the Level 1 CPR1000 Probabilistic Safety Analysis (PSA) results, the Large Break LOCA, Intermediate Break LOCA, Small Break LOCA, Station Blackout (SBO), Total Loss of Feedwater (TLOFW) and Anticipated Transient without Trip (ATWT) with Loss of Main Feedwater (LOMF) are selected as the representative design extend condition (DEC) accident scenarios. Using LOCUST and SPRUCE, the thermal and hydraulic codes developed by China Nuclear Power Technology Research Institute Co., Ltd. based on the performance of accident tolerant fuel (ATF), deterministic calculations are carried out for the five types of ATF under development, namely, ATF-1, ATF-2, ATF-3, ATF-4, and ATF-5. Compared with the traditional UO₂-Zr material, the accident process, core damage time, system success criteria and personnel response time of different ATFs under the above typical accidents are analyzed. It is found that the lower peak cladding temperature and higher cladding limit temperature of ATF in the accident make CPR1000 unit have greater safety margin, which provides support for ATF material selection. Based on the results of deterministic analysis, the Level 1 PSA model is established for different ATF, and the influence of different ATF materials on the safety of CPR1000 unit is given from the perspective of probability theory. The results show that there is no substantial benefit from the direct application of existing ATF to existing reactors. Based on the deterministic and probabilistic analyses, the development direction of reactor based on ATF is given in this paper.
- Design extend condition /
- Accident tolerant fuel /
- Deterministic analysis /
- Probabilistic analysis /
- Future reactors

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图 1 分析流程图

Figure 1. Analysis Flow Chart

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图 2 CPR1000系统简图

Figure 2. CPR1000 System Diagram

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图 3 SBO事故包壳温度变化曲线

Figure 3. Cladding Temperature Change Curves under SBO

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图 4 SBO事故稳压器压力变化曲线

Figure 4. Pressurizer Pressure Change Curves under SBO

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图 5 基于ATF燃料反应堆示意图

DEC—设计扩展工况；ADV—自动卸压阀

Figure 5. Reactor Diagram Based on ATF Materials

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表 1 确定论详细分析案例

Table 1. Deterministic Analysis Cases in Detail

序号	事故工况	案例及假设	分析目的
1	大破口LOCA	冷段双端剪切大破口，安注箱失效，其他系统均可用，判断是否发生堆芯损伤	事故序列分析
2	中破口LOCA	中破口，完全丧失高压安注，计算操纵员对一回路进行快速降温降压的允许时间	操纵员允许时间计算
3	SBO	SBO，辅助给水不可用，轴封180 t/h破口流量，计算堆芯开始熔化时间	事故序列分析
4	小破口LOCA	小破口，高压安注失效，计算辅助给水系统冷却的成功准则及最晚投入的允许时间	成功准则/允许时间
5	完全丧失给水	丧失主给水，辅助给水失效，操纵员执行充排的成功准则及最晚投入的允许时间	成功准则/允许时间
6	ATWT	丧失主给水的ATWT，为使一回路压力不超过最大设计压力，稳压器安全阀打开的成功准则	成功准则

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表 2 大破口LOCA分析结果

Table 2. Analysis Results of Large Break LOCA

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“冷管段34.5 cm大破口LOCA、主泵惰转、主给水隔离”发生时间/s	0	0	0	0	0	0
	“反应堆停堆”发生时间/s	0.2	0.2	0.2	0.2	0.2	0.2
	“汽轮机跳机”发生时间/s	0.3	0.3	0.3	0.3	0.3	0.3
	“高压安注系统投入”发生时间/s	30.1	30.1	30.1	30.1	30.1	30.0
	“低压安注系统投入”发生时间/s	36.8	36.3	36.3	38.2	36.2	39.0
	计算结束时间/s	1000.0	1000.0	1000.0	1000.0	1000.0	1000.0
主要计算结果	燃料包壳峰值温度/℃	1228.95	776.85	797.25	1091.75	806.05	1125.85

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表 3 中破口LOCA分析结果

Table 3. Analysis Results of Intermediate Break LOCA

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“冷管段25 cm中破口”发生时间/s	0	0	0	0	0	0
	“反应堆停堆、汽轮机跳机、主给水隔离”发生时间/s	26.8	26.8	26.8	26.8	26.8	26.8
	“主泵停运惰转”发生时间/s	61.4	62.4	62.3	60.4	62.4	60.3
	“一回路快速降温降压”发生时间/s	1750.0	不执行	不执行	10900.0	不执行	不执行
	“安注箱投入”发生时间/s	1811.0	1816.0	1816.0	1824.0	1824.0	1830.0
	“低压安注系统投入”发生时间/s	2009.9	5090.3	6217.7	5220.9	5049.6	5299.1
	“安注箱耗尽”发生时间/s	2075.5	6930.0	8112.0	7146.0	7792.0	7188.0
主要计算结果	执行一回路快速降温降压允许时间/s	1689			10840
主要计算结果	包壳峰值温度/℃	1192.5	1080.9	1180.9	1405.6	1166.1	1819.2

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表 4 SBO事故分析结果

Table 4. Analysis Results of SBO Accident

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“SBO”发生时间/s	0	0	0	0	0	0
	“紧急停堆”发生时间/s	0	0	0	0	0	0
	“SG1 排空”发生时间/s	5420	5000	4520	5540	5000	5840
	“SG2 排空”发生时间/s	4580	4700	4520	4940	4520	4820
	“SG3 排空”发生时间/s	4880	3860	3800	4940	3860	5180
	“堆芯开始裸露”发生时间/s	400	400	400	400	400	400
	“第一列稳压器安全阀自动开启”发生时间/s	6560	6200	未开启	6800	未开启	6860
	“第一列稳压器安全阀自动回座”发生时间/s	6620	6260	N/A	600	N/A	6920
主要计算结果	稳压器安全阀开启列数/列	1	1	0	1	0	1
	堆芯损伤时间/s	7640	12100	9680	8100	9800	8720
	堆芯完全裸露时间/s	9080	8660	8420	9320	8600	9440
N/A—不适用

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表 5 小破口LOCA分析结果

Table 5. Analysis Results of Small Break LOCA

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“冷段25 mm小破口LOCA”发生时间/s	0	0	0	0	0	0
	“稳压器低压力（停堆）”发生时间/s	106.88	106.92	106.86	106.94	106.86	160.38
	“主泵停运惰转”发生时间/s	162.83	165.44	165.06	166.13	160.66	160.38
	“辅助给水投入”发生时间/s	2932	15321	10302	7007	3110	3485
	“安注箱投入”发生时间/s	3057	3444	3420	3440	3225	3529
	“低压安注投入”发生时间/s	3321	12356	10484	7644	3505	3892
主要计算结果	手动投运ASG的允许时间/s	2770	15155	10136	6841	2949	3324
主要计算结果	包壳最高温度/℃	1204	1999	1449	1449	1447	1999

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表 6 完全丧失给水事故分析结果

Table 6. Analysis Results of Total Loss of Feedwater

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“完全丧失给水”发生时间/s	60	60	60	60	60	60
	“紧急停堆”发生时间/s	86.4	86.4	86.4	86.4	86.4	86.4
	“汽机停机”发生时间/s	87.25	87.25	87.25	87.25	87.25	87.25
	“停主泵等”发生时间/s	686.4	686.4	686.4	686.4	686.4	686.4
	“SG宽量程水位小于−10 m”发生时间/s	803.6	1594.9	1534.6	1878.6	1540.0	1918.8
	“达到充排信号”发生时间/s	2003.6	2303.9	2246.1	2639.4	2243.8	2651.8
主要计算结果	充排允许时间/s	3000	66000	4800	2700	4200	3300
主要计算结果	包壳最高温度/℃	1080	1820	1445	1190	1280	1750

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表 7 ATWT分析结果

Table 7. Analysis Results of ATWT

事件与主要计算结果		UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
事件	“丧失主给水ATWT”发生时间/s	60	60	60	60	60	60
	“缓解系统信号”发生时间/s	77.8	77.8	77.8	77.8	77.8	77.8
	“汽轮机跳闸”发生时间/s	80.3	80.3	80.3	80.3	80.3	80.3
	“GCT-A阀门打开”发生时间/s	85.0	85.0	85.0	84.8	85.0	84.8
	“蒸汽发生器安全阀打开”发生时间/s	85.2	85.2	85.2	85.0	85.2	85.0
	“第一列稳压器安全阀第一次打开”发生时间/s	85.8	86.0	86.0	85.6	86.0	85.6
	“第一列稳压器安全阀第一次关闭”发生时间/s	97.8	98.0	98.2	97	98.2	96.8
	“辅助给水启动”发生时间/s	110	110	110	110	110	110
	“第二列稳压器安全阀第一次打开”发生时间/s	213	203	200		205
	“第二列稳压器安全阀第一次关闭”发生时间/s	218	268	250		251
	“第三列稳压器安全阀第一次打开”发生时间/s			208		206
	“第三列稳压器安全阀第一次关闭”发生时间/s			240		239
	“蒸汽发生器开始排干”发生时间/s	208	201	201	213	200.1	202.1
	“达到一回路压力峰值”发生时间/s	224.7	236.3	219.8	247.2	221.7	229.6
主要计算结果	至少打开稳压器安全阀列数/列	2	2	3	1	3	1
主要计算结果	一回路峰值压力/MPa	17.6	20.4	17.7	18.0	17.7	17.5

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表 8 确定论变化对PSA的影响

Table 8. Effects of Deterministic Changes on PSA

确定论变化	对PSA的影响
允许的人员干预时间更长	人员失误概率更低
事故进程不同、成功准则不同	事件发生概率不同
堆芯损伤时间更晚	更高恢复概率

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表 9 不同ATF材料对CDF的影响

Table 9. Effects of Different ATF Materials on CDF

参数	UO₂-Zr	ATF-1	ATF-2	ATF-3	ATF-4	ATF-5
CDF/（堆·年）⁻¹	9.389×10⁻⁶	9.006×10⁻⁶	9.068×10⁻⁶	9.348×10⁻⁶	9.067×10⁻⁶	9.344×10⁻⁶
ΔCDF^①/（堆·年）⁻¹	N/A	−3.83×10⁻⁷	−3.21×10⁻⁷	−4.10×10⁻⁸	−3.22×10⁻⁷	−4.50×10⁻⁸
(ΔCDF/UO₂-Zr的CDF)×100%	N/A	−4.1%	−3.4%	−0.4%	−3.4%	−0.5%
注：①ΔCDF为各ATF材料CDF与UO₂-Zr的CDF之差

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