华龙一号核电机组运行图优化研究

崔怀明，蔡志云

中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

研究背景

“华龙一号”(HPR1000)是我国采用国际最高安全标准并具有完全自主知识产权的三代大型商用压水堆核电机型，创新提出了"177堆芯"、“能动与非能动相结合”、“双层安全壳”的设计理念，具备全面的严重事故预防和缓解措施，充分汲取了福岛核事故后的经验反馈，其反应堆堆芯损伤频率CDF<10-6/堆·年，LRF<10-7/堆·年。

“华龙一号”核电机组的运行模式为MODE G，即采用堆跟机的方式。机组在正常运行期间，为了保障电厂安全运行，设定了专门的运行图。电厂运行技术规格书要求必须严格遵守机组运行图的P-T限值要求，任何偏离都将被视为0级运行事件。然而，运行图在正常余热排出(RHR)系统投入的双相中间停堆和单相中间停堆工况下非常狭窄，压力控制难度大，风险高，根据目前国内核电机组经验反馈，采用类似运行图的M310机组曾出现过几起超出此运行区域的事件。同时，整个“华龙一号”机组运行图的整体可运行区域尚具备优化拓宽的空间。

为了获得更优的运行图，在确保电厂安全运行的前提下，本文从提高RHR系统接入压力、降低反应堆冷却剂泵(简称：主泵)的启泵压力下限、扩大波动管允许的最大温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手，开展优化分析和研究。

文章亮点

1、开展了正常余热排出系统接入压力的优化分析，确立了三大约束条件：

式中，P为RHR系统接入的最大压力，MPa;Pset为低温超压保护安全阀的整定压力，MPa;PP-T为某个温度下对应的反应堆压力容器的压力-温度(P-T)限值;P0为RHR系统的设计压力;△Ppump为RHR泵的关闭扬程，MPa;△PH为RHR系统进出口位差产生的静压力，MPa。

2、开展了降低主泵的启泵压力下限的可行性分析，基于“华龙一号”的主泵设计特性，确定了两条基本原则：

a)反应堆冷却剂(RCS)系统应形成一定的压力，以建立足够的轴封前后压差，形成液膜，从而防止主泵启动时轴封损坏;

b) 最低启泵压力应防止主泵汽蚀。

3、开展了波动管温差扩大至180℃的可行性分析，建立了“华龙一号”波动管的CFD模型，分析了各种工况下的热分层问题。通过小流量大温差工况的CFD分析，得到该极端工况下的最大温差为24.3℃，小于工程设计的临界值，表明波动管温差扩大至180℃后，波动管长期运行是可行的。

4、开展了降低反应堆冷却剂过冷度限值要求的分析。根据典型“华龙一号”主泵的必须最小净正吸入压头(NPSHr)，计算了在工况6和工况7下主泵安全运行所必须的反应堆冷却剂最小过冷度要求。同时，结合设计基准事故安全分析结果，在考虑一定安全裕量后，压力-温度限值曲线的过冷度下限值从50℃改为30℃，既满足主泵防汽蚀安全运行的需求，也满足MDNBR的安全限值要求，不影响安全运行。

5、提出了优化后的运行图，该运行图具有如下特点：

a) 解决了工况4和工况5区域较窄问题，区域面积纵向拓宽了167%，从而大大降低了超出运行图的风险。同时，由于运行面积拓宽，因此，允许适当提高升降压速率，从而缩短启停堆时间，提升机组的经济性;

b)工况6和工况7的面积整体增加了~150%，允许更早建立汽腔，缩短了水实体运行时间，降低了压力控制难度，也避免了压力波动过大的风险;

c) 允许模式切换时，提高升降压速率，从而缩短启、停堆时间，提高了运行经济性;

d) 可运行范围更宽，运行更加灵活，可靠性更高。

图1 HPR1000核电机组优化后的运行图