田湾核电站反应堆安全裕量分析

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1、86第十届全国反应堆热工流体力学会议论文集田湾核电站反应堆安全裕量分析姚进国，李载鹏，杨晓强(江苏核电有限公司技术支持处，江苏连云港222042)摘要：反应堆的安全裕量分析对于核电站的安全运行、核安全管理以及运行期间的技术改造等都有着极其重要的意义。对典型的预期运行事件和设计基准事故工况的分析结果表明，田湾核电站反应堆在设计上具有足够的安全裕量。关键词：安全裕量；田湾核电站AnalysisofSafetyMarginsofTianwanNPSYAOJin-guo，LIZai—peng，YANGXia

2、o-qiang(JiangsuNuclearPowerCorporationTechnicalSupportBranch，Lianyungang222042，China)Abstract：TheanalysisofsafetymarginshasanimportantsignificancefortheNPPsafetyoperation，thenuclearsafetymanagementandthetechnicalmodificationduringoperation．Theanalysiso

3、fsometypicalanticipateoperationaloccurrences(AOOs)anddesignbasisaccidents(DBAs)indicatesenoughsafetymarginsinthedesignofTianwanNPS．Keywords：safetymargin；TianwanNPS安全裕量的定义为反应堆的主要设备、系统等的限值与电站实际值的差值，超出这些限值将导致部件、设备的损害。但在许多情况中，限值与实际值都无法准确确定，所以在实际应用中，安全裕量一般理

4、解为法规规定的可接受的限值与相关物理参数计算给出的值的差值。任何反应堆的设计中都考虑了一定的安全裕量，安全裕量的设置必须综合考虑运行的安全性和良好的经济性，分析反应堆的安全裕量对核电站的安全运行、核安全管理以及运行期间的技术改造等都有着极其重要的意义。但反应堆堆型的安全裕量与具体的设计思想和设计体系、安全分析方法、分析假设以及所遵守的法规密切相关，无法一概而论，所以世界各国的现行法规中对核电站的具体安全裕量指标并没有硬性规定。在URD和EUR文件[1吨]中对反应堆安全裕量提出了具体要求：URD要求在

5、正常运行、瞬态时的反应堆安全裕量不小于15％，对中等频率事件、稀少事故的限值要求是不发生DNB及燃料熔化；EUR要求3类工况发生DNB燃料棒的数量小于10％，4类工况下堆芯结构的完整性应能保持。本工作根据田湾核电站反应堆的设计特点[3]，通过对典型事件／事故来分析田湾核电站反应堆设计的安全裕量。收稿日期：2007-05—08；修回日期：2007—07—02作者简介：姚进国(1974一)，男，工程师，热工水力与核安全分析专业反应堆热工流体力学设计及实验研究871田湾核电站安全裕量分析的范畴田湾核电站为

6、WWER一1000型反应堆，按其运行和事故工况划分为正常运行、预期运行事件(AOO)、设计基准事故(DBA)三种。其中预期事件包括PWR堆的2类工况和部分3类工况，设计基准事故包括4类工况和大部分3类工况。同时，在事件／事故的假设以及验收准则上与PWR型也存在一定差异。田湾核电站安全裕量分析的范畴包括：1)堆芯稳态热工水力设计的安全裕量；2)预期运行事件的安全裕量；3)设计基准事故的安全裕量。2稳态热工水力设计裕量分析稳态热工水力设计的安全裕量的最重要指标是燃料棒表面最小DNBR，因在稳态工况下燃料

7、熔化温度和燃料包壳温度等参数在设计上都有很大的裕量。反应堆堆芯的布置、装载、结构、流量、系统设置以及运行模式等决定了其基本的安全水平。稳态工况下的DNBR安全裕量主要为预期运行事件预留的运行裕量，保证在预期运行事件工况下不会发生偏离泡核沸腾。热工水力设计主要采用俄罗斯水压设计院设计的STAR-1和PUCHOK一1000稳态计算程序，其中PUCHOK-1000子通道分析程序用于计算热组件的最小DNBR，计算中考虑子通道间的横向交混，这种方法与PWR堆通常所采用的全堆芯子通道分析方法相比有一定的保守性。

8、与大亚湾、秦山核电站相比，田湾核电站燃料平均线功率密度低、流量分配较均匀，从而改善了燃料组件的热工性能、提高了安全裕量[4-5]。表1为稳态计算的主要输入和计算结果。计算结果表明，稳态热工水力设计的安全裕量为30％。3预期运行事件和设计基准事故安全裕量分析事故分析是核电站安全分析中的一个重要部分，它是研究核电站在事故工况下的行为，以及设计过程和许可证申请程序中的重要步骤。田湾核电站事故分析采取的是“现实+保守”考虑的分析方法，这种方法并不是最保守的策略，而是结合了一定