AP1000核电站稳压器模型瞬态响应分析王翔宇摘要：该文以国家电投海阳核电AP1000项目一期2台机组为依托，结合AP1000稳压器模型参数、模拟机运行环境、OVATION系统控制逻辑3个部分模拟，来实现对AP1000机组有代表性的瞬态事件的模拟响应，通过稳压器内压力水位的响应变化的分析来验证模型及其控制逻辑是正确和有效的，并在该前提下作为事故模拟演练及复现的平台，提高现场人员的风险应对能力。关键词：AP1000；稳压器；液位控制：T4文献标志码：A1AP1000控制系统功能AP1000是西屋公司基于AP600设计延伸开发的一种双环路1000MW级的压水堆核电机组。其稳压器属一回路中调节压力的重要设备，主要功能有压力调控、水位调节、超压保护、参与反应堆启动和停堆调节、主系统除气。基于AP1000稳压器压力控制要求，其控制主要通过调节喷淋阀、卸压阀，比例加热器和通断加热器来实现，泄压阀设定值为17.2MPa起跳，在控制系统中不再做其设计工作。压力调节控制信号于实际压力与设定压力比较后的压力偏差信号。压力控制方面，为了提高二回路系统的效率，反应堆冷却剂系统始终在高温下工作，同时为了避免大量的冷却剂沸腾，RCS需要保持比高温沸点更大的压力。当压力升高时，将增加一回路超压的风险，压力降低时，则可能出现偏离泡核沸腾，正是由于这些原因，RCS压力在运行过程中始终要被精确调控。通过对一回路系统的运行要求分析，可以将稳压器压力、液位调节的主要功能需求归纳为以下内容。（1）在系统正常运行以及正常电厂瞬态情况下维持一回路冷却剂压力及水装量在限制范围内。（2）在稳态运行条件下，控制系统应能补偿稳压器热损失。（3）在稳压器压力、液位调节过程中，控制设备不应频繁动作。（4）控制系统应能相应迅速且稳定性好。（5）控制系统应有合理的超调量，对于正常瞬态的压力调节过程中，不应导致喷淋和加热或者上冲和下泄的同时动作。为了满足以上控制需求，控制设备主要包括2列喷淋阀、3个下泄隔离阀、2台上充泵、1组比例电加热器以及4组通断电加热器。模型方面，将稳压器实际存在的传热传质现象分为汽、液两相分区进行考虑。除此以外，由于稳压器下部波动管线所连接热管段的冷却剂温度低于稳压器下部电加热区域实际的冷却剂温度，且在波动管冷却剂进入稳压器下部的瞬间不可能与稳压器中原有液体均匀混合，这也就使得在稳压器下部的液相区冷却剂自然地出现由于温差而导致的分层现象。该文所使用的是海阳核电模拟机中的三区不平衡模型：汽相区、主液相区和波动液相区。2瞬态响应分析AP1000机组相对于其他核电机组在设计规范中有很多特点，比较典型的包括快速降功率系统配合旁排系统的100%甩负荷设计，LOCA情况下的ADS自动卸压系统设计，非能动堆芯补水系统设计，非能动余热导出热交换器PRHR设计。对这些特殊工况的响应效果是控制系统以及动态模型验证的关键。针对AP1000机组的特点，对控制系统响应验证的工况选择主要考虑以下几个因素：1）应包括LOCA事件后的响应。2）应包括100%甩负荷后的响应。3）应包括PRHR驱动后触发紧急停堆时的响应。考虑以上因素，对稳压器压力水位控制系统及模型验证时，设置以下两种工况：1）ADS1～3级自动泄压系统驱动的LOCA状态。2）PRHR驱动紧急停堆后的工况。压力控制ADS1-3级动作紧急停堆响应：在验证过程中，可以发现稳压器压力在瞬間发生陡降，稳压器比例电加热器迅速将开度升为100%，但由于整体水装量损失极为严重，堆芯补水箱在20s后开始进行补水。整个事件过程中，稳压器汽空间温度持续下降。2.1PRHR动作响应稳压器压力出现负阶跃，稳压器比例电加热器开启，备用4列电加热器打开，将稳压器压力稳定在较低水平上。2.2液位控制ADS1-3级动作紧急停堆响应稳压器水位迅速下降，并掉出调节带范围，但上冲由于闭锁未开启，随后由于cmT注水，稳压器水位回升，同时ACC续压箱通过压力注水，只是稳压器内部水位上升斜率升高并继续升高，在ACC注水结束后，水位开始下降，但由于cmT注水以及压力的迅速降低，水位下降逐渐缓慢。在整个调节过程中，可以发现稳压器内部汽空间温度缓慢下降。2.3PRHR动作响应在响应过程中可以明显看到稳压器液位由于冷水涌入冷却...