崔懷明，蔡志云

中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室

研究背景

“華龍一號”(HPR1000)是我國采用國際最高安全標準并具有完全自主知識產權的三代大型商用壓水堆核電機型，創新提出了"177堆芯"、“能動與非能動相結合”、“雙層安全殼”的設計理念，具備全面的嚴重事故預防和緩解措施，充分汲取了福島核事故后的經驗反饋，其反應堆堆芯損傷頻率CDF<10-6/堆·年，LRF<10-7/堆·年。

“華龍一號”核電機組的運行模式為MODE G，即采用堆跟機的方式。機組在正常運行期間，為了保障電廠安全運行，設定了專門的運行圖。電廠運行技術規格書要求必須嚴格遵守機組運行圖的P-T限值要求，任何偏離都將被視為0級運行事件。然而，運行圖在正常余熱排出(RHR)系統投入的雙相中間停堆和單相中間停堆工況下非常狹窄，壓力控制難度大，風險高，根據目前國內核電機組經驗反饋，采用類似運行圖的M310機組曾出現過幾起超出此運行區域的事件。同時，整個“華龍一號”機組運行圖的整體可運行區域尚具備優化拓寬的空間。

為了獲得更優的運行圖，在確保電廠安全運行的前提下，本文從提高RHR系統接入壓力、降低反應堆冷卻劑泵(簡稱：主泵)的啟泵壓力下限、擴大波動管允許的最大溫差、降低反應堆冷卻劑的過冷度限值等方面入手，開展優化分析和研究。

文章亮點

1、開展了正常余熱排出系統接入壓力的優化分析，確立了三大約束條件：

式中，P為RHR系統接入的最大壓力，MPa;Pset為低溫超壓保護安全閥的整定壓力，MPa;PP-T為某個溫度下對應的反應堆壓力容器的壓力-溫度(P-T)限值;P0為RHR系統的設計壓力;△Ppump為RHR泵的關閉揚程，MPa;△PH為RHR系統進出口位差產生的靜壓力，MPa。

2、開展了降低主泵的啟泵壓力下限的可行性分析，基于“華龍一號”的主泵設計特性，確定了兩條基本原則：

a)反應堆冷卻劑(RCS)系統應形成一定的壓力，以建立足夠的軸封前后壓差，形成液膜，從而防止主泵啟動時軸封損壞;

b) 最低啟泵壓力應防止主泵汽蝕。

3、開展了波動管溫差擴大至180℃的可行性分析，建立了“華龍一號”波動管的CFD模型，分析了各種工況下的熱分層問題。通過小流量大溫差工況的CFD分析，得到該極端工況下的最大溫差為24.3℃，小于工程設計的臨界值，表明波動管溫差擴大至180℃后，波動管長期運行是可行的。

4、開展了降低反應堆冷卻劑過冷度限值要求的分析。根據典型“華龍一號”主泵的必須最小凈正吸入壓頭(NPSHr)，計算了在工況6和工況7下主泵安全運行所必須的反應堆冷卻劑最小過冷度要求。同時，結合設計基準事故安全分析結果，在考慮一定安全裕量后，壓力-溫度限值曲線的過冷度下限值從50℃改為30℃，既滿足主泵防汽蝕安全運行的需求，也滿足MDNBR的安全限值要求，不影響安全運行。

5、提出了優化后的運行圖，該運行圖具有如下特點：

a) 解決了工況4和工況5區域較窄問題，區域面積縱向拓寬了167%，從而大大降低了超出運行圖的風險。同時，由于運行面積拓寬，因此，允許適當提高升降壓速率，從而縮短啟停堆時間，提升機組的經濟性;

b)工況6和工況7的面積整體增加了~150%，允許更早建立汽腔，縮短了水實體運行時間，降低了壓力控制難度，也避免了壓力波動過大的風險;

c) 允許模式切換時，提高升降壓速率，從而縮短啟、停堆時間，提高了運行經濟性;

d) 可運行范圍更寬，運行更加靈活，可靠性更高。

圖1 HPR1000核電機組優化后的運行圖