汪志伟
湖北科技学院，核技术与化学生物学院，湖北咸宁，437100
摘要：本文基于PCTRAN仿真平台，分别对丧失AC和丧失AC后的ATWS事故进行了仿真模拟，结果表面，在事故发生后300s内，一回路压力和温度均呈现先增大后减小的趋势，且丧失AC后的ATWS事故下降速度更明显；DNBR值也较丧失AC事故更大，没有因ATWS而影响电厂安全。
0 引言
未能紧急停堆的预期瞬态[1]（ATWS）是指核电厂在运行时发生了一种预期的瞬态事故，导致核电厂的各系统的参数发生了变化，达到了停堆阈值，需要反应堆紧急停堆，但是控制棒却无法全部插入堆芯，导致紧急停堆失败。其中可能导致严重事故后果的始发事件有：失去主给水、汽轮机停机、失去交流电源[2]、失去凝汽器真空、控制棒意外抽出、稳压器泄压阀意外开启等。为进一步分析ATWS发生后，给核电厂安全带来的各种安全隐患，本文基于PCTRAN/3-loop PWR仿真软件为模拟平台，以丧失交流电源为始发事件，模拟和分析ATWS发生后事故进程，及各相关安全参数随事故发展变化的规律，从而分析同类型压水堆核电厂的固有安全特性。
1 PCTRAN/3-loop PWR简介
PCTRAN是基于PC端的核电虚拟仿真软件，尤其针对核电站运行和事故反应的模拟。国际原子能机构选择PCTRAN作为其年度国际原子能机构模拟器的培训平台车间。全世界的核电厂和机构都安装了核电厂专用模型，用于培训、分析、概率安全评估和应急演习中的实际应用。
本文研究所用的PCTRAN软件，是基于某三环路1000MWe压水堆核电厂为原型，其模拟界面如图1所示。
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图1 PCTRAN主界面
2 丧失AC+ATWS事故模拟
?事件设置
以100%FP为初始状态，并在事件设置界面中同时设置Loss of AC Power以及ATWS，并激活，分别模拟交流电源丧失事故，由丧失交流电源引发的ATWS事故，设置方式如图2所示。
在模拟失去交流电源的ATWS事故后的300s时间内，单独模拟失去交流电源事故时，事故模拟到4.5s时，触发电厂停堆；而考虑ATWS后，虽然反应堆达到了停堆阈值，但是并未触发紧急停堆，反应堆的自动停堆功能失效，控制棒没有能够全部插入堆芯。事故发展序列如表1所示。
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关键参数对比
模拟结果如图所示，两次模拟结果显示一回路压力的变化都遵循先增大后减小的趋势，如图2所示，由于丧失AC后的ATWS事故，稳压器泄压阀开启持续时间更长，因此压力下降速度更快。
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根据事故发展序列，事故发生后1.5s，汽轮机进汽阀关闭，导致蒸汽发生器二次侧压力和一回路平均温度持续上升，二回路蒸汽流量突降为零，如图3-图5所示，随着一回路压力达到稳压器安全阀开启阈值，稳压器内饱和水突然汽化，并向稳压器卸压箱排放蒸汽，但由于丧失AC后如果未能紧急停堆，则在较长时间内，一回路流量仍然较大，从而可以较为顺利的排出堆芯热量，因此一回路冷却剂平均温度下降更快。随着二次侧压力达到主蒸汽安全卸压阀开启阈值，安全泄压阀自动开启及关闭。
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4 结果讨论
在分别模拟丧失AC和丧失AC后的ATWS事故分析中，结果表面，在事故发生后300s内，一回路冷却剂温度和压力均呈现先增大后减小的趋势，而丧失AC后的ATWS下降更明显，因此可从图6中看出，ATWS后的DNBR值数值更大，但两者都处在安全裕度内。
然而由于模拟时间较短，对于事故发生300s后的参数变化，设备状态等情况未能体现，因此需要未来进一步研究。
参考文献：
[1] 陈艳华. 广东核电站ATWS事故分析研究[J].核科学与工程,1995(01):1-8.
[2] 张源芳,黄芳芝.核电厂丧失全部应急交流电事件的处理对策[J].核动力工程,1996(03):204-208.
作者简介：汪志伟，1988，男，湖南，硕士，从事核能科学与工程教学与研究
基金项目：本论文由湖北科技学院校级教学培育项目（2018-XC-006）资助