核電廠全廠斷電事故分析

陳學(xué)鋒

（秦山核電有限公司，浙江 海鹽 314300）

嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯熔化事故。理論上嚴(yán)重事故發(fā)生的概率極低，但實(shí)際情況則不然。目前世界商用核電機(jī)組累計(jì)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)約為1.1×104堆·年，其間發(fā)生過(guò)兩次嚴(yán)重事故(三哩島事故和切爾諾貝利事故)，發(fā)生概率約為1.8×10-4/堆·年，比國(guó)際核電界希望的10-5～10-6/堆·年的概率大得多。這說(shuō)明，如果單純考慮設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故而不考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環(huán)境的安全。認(rèn)真研究嚴(yán)重事故過(guò)程以及事故的放射性后果，對(duì)于預(yù)防嚴(yán)重事故發(fā)生、緩解嚴(yán)重事故后果和提高核電廠的安全性，是十分必要的。

我們知道，壓水堆核電廠反應(yīng)堆堆芯余熱排出和安全殼熱量排出所要求的許多安全系統(tǒng)的正常工作必須依靠交流電源，然而在全廠斷電（SBO）事故中，廠外電源都不可用，機(jī)組轉(zhuǎn)向帶廠用電負(fù)荷運(yùn)行失敗，同時(shí)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組也不可用，這勢(shì)必造成堆芯由于得不到足夠的冷卻而發(fā)生熔化，甚至導(dǎo)致壓力容器下封頭失效造成安全殼超壓失效的嚴(yán)重事故。在國(guó)家核安全局發(fā)布的《新建核電廠設(shè)計(jì)中幾個(gè)重要安全問(wèn)題的技術(shù)政策》中明確提到，“應(yīng)認(rèn)真研究全廠斷電的可能性和處理措施”。對(duì)SBO問(wèn)題關(guān)注的提升，主要是基于交流電源可靠性的經(jīng)驗(yàn)的積累。我們知道，SBO事故發(fā)生的概率取決于外電網(wǎng)的可靠性和廠內(nèi)應(yīng)急電源的可靠性。對(duì)于建成的核電廠，影響外電網(wǎng)可靠性的因素大多已確定不易變化（如惡劣天氣的影響），這時(shí)廠內(nèi)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組運(yùn)行的可靠性就變得非常重要。據(jù)統(tǒng)計(jì)，從1993年1月至2005年8月期間，秦山核電廠應(yīng)急柴油機(jī)共發(fā)生失敗的啟動(dòng)1次，失敗的帶載運(yùn)行3次，可靠性系數(shù)為0.95?？梢?jiàn)，應(yīng)急柴油機(jī)的狀態(tài)并不是完全讓人放心的。為了在SBO情況下為主系統(tǒng)提供熱阱，秦山核電廠專門(mén)設(shè)置了柴油機(jī)輔助給水泵，但在2008年，柴油機(jī)輔助給水泵也有多次因扇形撥塊開(kāi)關(guān)銜鐵塊靜止位置不合適而導(dǎo)致的啟動(dòng)失敗的記錄。因此，全廠斷電疊加輔助給水失效是有必要進(jìn)行研究的可能導(dǎo)致堆芯損傷等嚴(yán)重事故的重要事件序列之一。

1 無(wú)緩解措施的基本事故進(jìn)程

下述全廠斷電事故進(jìn)程中，有以下幾個(gè)假設(shè)條件：

（1）所有電動(dòng)的專設(shè)安全設(shè)施失效；

（2）柴油機(jī)輔助給水泵失效；

（3）主泵軸封處沒(méi)有泄漏；

（4）事故進(jìn)程中操縱員沒(méi)有實(shí)施任何干預(yù)。

全廠斷電事故發(fā)生后，發(fā)電機(jī)帶廠用電失敗，主泵失電開(kāi)始惰轉(zhuǎn)，一回路冷卻劑流量迅速下降，開(kāi)始自然循環(huán)。由于蒸汽發(fā)生器（SG）二次側(cè)喪失給水而逐漸出現(xiàn)沸騰，當(dāng)SG二次側(cè)壓力達(dá)到大氣釋放閥和安全閥開(kāi)啟整定值時(shí)，大氣釋放閥和安全閥打開(kāi)向外排汽。隨著蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位的降低甚至干涸，一回路逐漸喪失熱阱，自然循環(huán)終止，引起主冷卻劑升溫升壓。由于冷卻劑的熱膨脹效應(yīng)，使得穩(wěn)壓器水位上升，一回路壓力隨著溫度迅速上升，直至穩(wěn)壓器卸壓閥開(kāi)啟。冷卻劑通過(guò)卸壓閥排至卸壓箱，當(dāng)卸壓箱壓力達(dá)到0.7 MPa時(shí)，爆破膜爆破，大量冷卻劑釋放到安全殼中，大量的水和蒸汽在安全殼內(nèi)迅速擴(kuò)散導(dǎo)致安全殼內(nèi)壓力迅速上升。

堆芯由于得不到冷卻劑補(bǔ)充，剩余冷卻劑不斷蒸發(fā)，液位迅速下降，堆芯出現(xiàn)沸騰并且開(kāi)始裸露。堆芯裸露后傳熱進(jìn)一步惡化，鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應(yīng)，產(chǎn)生的大量氧化熱進(jìn)一步加劇了堆芯溫度的上升，同時(shí)伴有大量氫氣產(chǎn)生。于是控制棒、燃料包殼和支撐結(jié)構(gòu)首先出現(xiàn)熔化，隨后燃料開(kāi)始熔化并且向下坍塌。該階段可能會(huì)存在蒸汽發(fā)生器U形管頂部熱應(yīng)力失效，使放射性物質(zhì)直接通過(guò)二回路釋放到環(huán)境。堆熔混合物隨著下支撐板的失效掉入下腔室。當(dāng)大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面與下腔室的水發(fā)生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封頭的堆芯碎渣不可冷卻，下封頭的結(jié)構(gòu)就逐漸開(kāi)始失效。如果失效時(shí)壓力容器內(nèi)壓力足夠低，熔融堆芯將在重力的作用下跌落到堆腔中，與堆腔底部的混凝土發(fā)生反應(yīng)（MCCI）。如果失效時(shí)壓力較高（與安全殼內(nèi)壓力差大于2 MPa），熔融堆芯就在壓力作用下噴射出來(lái)，即發(fā)生高壓熔噴（HPME），噴射入堆腔的熔融物將發(fā)生彌散進(jìn)入安全殼空間，發(fā)生安全殼直接加熱（DCH）現(xiàn)象，造成安全殼超壓威脅其完整性。下封頭失效后，壓力容器及一回路內(nèi)壓力迅速下降到安注箱可以投入壓力值。除與少量堆芯殘余物作用外，大量安注水直接流入堆坑與堆熔物接觸發(fā)生反應(yīng)。上述過(guò)程將產(chǎn)生大量高溫蒸汽和不可凝氣體（氫氣、一氧化碳、二氧化碳等），使得安全殼壓力瞬間迅速上升。產(chǎn)生的氫氣等可燃?xì)怏w在安全殼內(nèi)不斷積聚，濃度不斷上升，最終可能發(fā)生燃爆，使安全殼超壓失效。安全殼失效后，放射性氣體和氣溶膠將釋放到環(huán)境中。

2 軸封泄漏與緩解措施對(duì)事故進(jìn)程的影響

全廠斷電事故中，由于主泵失去軸封冷卻水，主泵軸封處可能會(huì)出現(xiàn)泄漏。另一方面，根據(jù)相關(guān)研究分析，在事故進(jìn)程的適當(dāng)時(shí)刻對(duì)一回路實(shí)施減壓措施可以有效推遲事故進(jìn)程和緩解事故后果。在上文所述基本事故進(jìn)展的基礎(chǔ)上，就這兩種因素對(duì)其的影響定性地分析了4種可能的工況（見(jiàn)表1）。

2.1 出現(xiàn)主泵軸封泄漏的全廠斷電事故

全廠斷電事故后，由于輔助給水系統(tǒng)無(wú)法啟動(dòng)，二回路水逐漸被蒸干，隨后一回路因熱量無(wú)法帶出而升溫升壓。當(dāng)堆芯區(qū)域的冷卻劑溫度逐漸達(dá)到飽和溫度，主泵軸封處出現(xiàn)泄漏。堆冷卻劑通過(guò)主泵軸封破口和穩(wěn)壓器卸壓閥從一回路系統(tǒng)噴出，引起堆芯冷卻劑裝量的減少。由于泄漏流量不大，因此堆芯壓力仍會(huì)在穩(wěn)壓器卸壓閥的設(shè)定壓力變化范圍維持一段時(shí)間。隨后堆芯壓力開(kāi)始持續(xù)下降。冷卻劑持續(xù)從主泵軸封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐漸裸露、升溫，堆芯部件達(dá)到失效溫度后會(huì)形成熔碴下落。堆芯壓力逐漸降到安注箱開(kāi)啟壓力，安注箱向堆芯注水，堆芯暫時(shí)得到冷卻。但由于壓力下降較慢，注水流量不大，而且有一部分通過(guò)主泵軸封破口直接流出，沒(méi)有形成對(duì)堆芯的再淹沒(méi)。隨后壓力殼內(nèi)繼續(xù)熔碴的形成和遷移的過(guò)程，逐漸熔穿壓力容器下封頭。下封頭熔穿時(shí)，壓力容器內(nèi)壓力值較低。

表1 4種可能的工況Table 1 4 possible conditions

2.2 出現(xiàn)早期主泵軸封泄漏的全廠斷電事故

假設(shè)事故后10 min出現(xiàn)主泵軸封泄漏。之后由于此處的泄漏，冷卻即自破口處流出，一回路壓力持續(xù)下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就開(kāi)始裸露。由于堆芯冷卻狀況的惡化，在衰變熱的作用下堆芯部件的溫度升高，達(dá)到失效溫度后形成熔碴下落。主泵軸封處的泄漏也使壓力容器內(nèi)壓力迅速降低，使安注箱能在事故進(jìn)程中投入使用，和第一種工況一樣，有一部分通過(guò)主泵軸封破口直接流出，沒(méi)有形成對(duì)堆芯的再淹沒(méi)，由于事故進(jìn)程加快，最后下封頭較其他工況最早熔穿。

2.3 在全廠斷電事故中實(shí)施減壓措施

全廠斷電事故中，由于穩(wěn)壓器卸壓閥不斷的開(kāi)啟和關(guān)閉，一回路系統(tǒng)的冷卻劑不斷從卸壓閥噴出，堆芯水位下降，堆芯逐漸開(kāi)始裸露，裸露部分的堆芯僅依靠水蒸氣冷卻。但水蒸氣不足以帶出裸露部分堆芯的衰變熱，這部分部件的溫度持續(xù)升高，使流出堆芯的蒸汽溫度升高。當(dāng)流出堆芯的水蒸氣溫度達(dá)到650 ℃時(shí)，持續(xù)將穩(wěn)壓器卸壓閥打開(kāi)。之后，堆芯壓力快速下降到安注箱注水壓力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯壓力下降較快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了對(duì)堆芯的重新淹沒(méi)。在這種情況下，能最大限度的延緩堆芯下封頭的失效。

2.4 全廠斷電事故中出現(xiàn)主泵軸封泄漏同時(shí)實(shí)施減壓措施

實(shí)施減壓措施前，事故進(jìn)程與第一種工況相同。堆芯出口蒸汽溫度達(dá)到650 ℃時(shí)，將穩(wěn)壓器卸壓閥持續(xù)打開(kāi)。堆芯壓力快速下降。當(dāng)壓力至安注箱壓力之下時(shí)，安注箱投入，安注水注入并重新淹沒(méi)堆芯。但由于大量的安注水從主泵軸封破口處流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯繼續(xù)升溫，堆芯部件形成熔碴并向下遷移，隨后壓力殼下封頭熔穿。

從以上討論可以得出以下結(jié)論：

（1）泵軸封破口事故可能伴隨全廠斷電事故發(fā)生，對(duì)全廠斷電事故后果的影響隨軸封破口出現(xiàn)的時(shí)間有所不同。事故后較早發(fā)生的主泵軸封破口使堆芯熔化的時(shí)間提前，但出現(xiàn)較晚的破口，推遲了壓力容器下封頭熔穿的時(shí)間。

（2）在特定時(shí)刻將穩(wěn)壓器卸壓閥打開(kāi)，會(huì)使堆芯壓力快速下降，安注箱能有效的投入使用，從而可以有效推遲事故進(jìn)程、緩解事故后果，推遲下封頭失效時(shí)間。

（3）主泵軸封失效和人為打開(kāi)穩(wěn)壓器的卸壓閥，均可使堆芯壓力降低，避免了高壓熔堆和安全殼直接加熱的發(fā)生。

3 建議

1991年西屋公司W(wǎng)OG（Westinghouse Owner’s Group）發(fā)展了可以普遍適用于西屋公司核電站的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。在該導(dǎo)則中提出了事故處理的6項(xiàng)基本措施：

（1）向蒸汽發(fā)生器注水以保護(hù)SG傳熱管，在堆芯冷卻恢復(fù)以后為RCS提供熱阱，洗刷從一次側(cè)泄漏的放射性產(chǎn)物；

（2）實(shí)施RCS降壓以保護(hù)SG傳熱管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高壓噴射；

（3）向RCS注水以冷卻堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在壓力容器內(nèi)還是在壓力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全殼注水以防止壓力容器失效，冷卻泄漏到壓力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反應(yīng)；

（5）實(shí)施安全殼減壓，減少裂變產(chǎn)物泄漏并防止安全殼失效；

（6）減少安全殼內(nèi)氫氣濃度以防止氫氣燃燒。

根據(jù)該導(dǎo)則，為評(píng)估秦山核電廠應(yīng)對(duì)全廠斷電事故的能力并且能在事故發(fā)生后緩解其后果，有以下幾方面的工作需要開(kāi)展：

3.1 應(yīng)急壓空和1E級(jí)蓄電池有效工作時(shí)間論證

全廠斷電情況下，一些屬于安全系統(tǒng)功能的氣動(dòng)閥的正常操作用氣就是由應(yīng)急壓空供給。例如穩(wěn)壓器卸壓閥。而諸如卸壓閥控制電源和安全參數(shù)儀表電源等是由1E級(jí)蓄電池供應(yīng)。為了不影響在需要的時(shí)候執(zhí)行一回路卸壓等緩解措施，有必要對(duì)應(yīng)急壓空和1E級(jí)蓄電池容量進(jìn)行分析。

（1）應(yīng)急壓空供應(yīng)時(shí)間

《秦山核電廠最終安全分析報(bào)告》第九章中這樣表述：在應(yīng)急事故時(shí)（包括全廠性斷電、主壓縮空氣站及全廠儀表壓縮空氣管網(wǎng)發(fā)生事故等），01號(hào)廠房?jī)?nèi)的主安全閥、動(dòng)力卸壓閥和穩(wěn)壓器噴霧調(diào)節(jié)閥等共六只閥門(mén)，由二臺(tái)容量各為2.5 m3的貯氣罐供給應(yīng)急壓縮空氣，能持續(xù)供氣5.2 h。

實(shí)際上，穩(wěn)壓器安全閥氣動(dòng)裝置已拆除，故卸壓閥的可動(dòng)作時(shí)間應(yīng)大于5.2 h。

（2）1E級(jí)蓄電池容量

關(guān)于1E級(jí)蓄電池容量，《秦山核電廠最終安全分析報(bào)告》這樣描述：

1）220 V蓄電池組的容量（2000AH）按在所指定的時(shí)間（1 h）內(nèi)能承載的負(fù)載來(lái)選擇（包括應(yīng)急柴油機(jī)控制電源和事故照明等負(fù)載）。

2）24 V直流蓄電池的容量（200A H）按在所指定的時(shí)間（1 h）內(nèi)能承受最大的負(fù)載來(lái)選擇。

為了應(yīng)付長(zhǎng)期全廠失電（超過(guò)1 h），有必要對(duì)現(xiàn)有容量的蓄電池帶載時(shí)間進(jìn)行試驗(yàn)，以獲取其真實(shí)的帶載時(shí)間，為制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則提供參考依據(jù)。如果驗(yàn)證結(jié)果時(shí)間太短（小于2 h），就有必要增加蓄電池容量，以獲取更長(zhǎng)的帶載時(shí)間，從而增強(qiáng)對(duì)全廠斷電的應(yīng)付能力。

3.2 評(píng)估應(yīng)付全廠斷電時(shí)限能力

在全廠斷電事件發(fā)生后，為了實(shí)現(xiàn)核電廠縱深防御的設(shè)計(jì)要求，每個(gè)核電廠都必須具備一定的在沒(méi)有交流電源的情況下依然能夠排出余熱和保持安全殼完整性的能力。通常核電廠的全廠斷電應(yīng)付能力來(lái)源于非能動(dòng)的安全措施、自然循環(huán)的冷卻、由蓄電池作為后備電源的動(dòng)力設(shè)備等。這個(gè)時(shí)限能力是以小時(shí)數(shù)衡量的，具體數(shù)值取決于下列因素：廠內(nèi)應(yīng)急交流電源系統(tǒng)的冗余度；廠內(nèi)應(yīng)急交流電源的可靠度；預(yù)期的廠外電源的斷電頻度；恢復(fù)廠外電源需要的時(shí)間。通過(guò)專門(mén)的計(jì)算方法可以計(jì)算出我廠應(yīng)付全廠斷電的實(shí)際能力，如果其明顯小于為了保證整體安全性目標(biāo)而提出的最低時(shí)限，則需要采取變更改造等措施來(lái)加強(qiáng)我廠應(yīng)付全廠斷電的能力。

3.3 增設(shè)可替代交流（AAC）電源

AAC電源應(yīng)該具有以下特點(diǎn)：

（1）能夠連接到廠內(nèi)的交流電源系統(tǒng)，但正常運(yùn)行情況下是保持?jǐn)嚅_(kāi)的。這體現(xiàn)了替代交流電源的專一性，它是為全廠斷電特別設(shè)置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內(nèi)應(yīng)急電源發(fā)生共模故障的可能性應(yīng)最小。這就要求在設(shè)計(jì)AAC電源時(shí)盡量保持與廠內(nèi)應(yīng)急交流電源最大多樣性。

（3）全廠斷電開(kāi)始后AAC電源必須及時(shí)可用，并可按要求手動(dòng)連接到所需的所有的安全母線上。

（4）AAC電源應(yīng)有足夠的容量，在使電廠進(jìn)入和維持在安全停堆狀態(tài)所要求的時(shí)間內(nèi)，使應(yīng)付全廠斷電所必需的系統(tǒng)運(yùn)行。

顯然增設(shè)AAC電源是增強(qiáng)核電廠應(yīng)付全廠斷電時(shí)限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和縱深防御能力的一個(gè)行之有效的措施。我們可以借鑒CNP1000項(xiàng)目中PSA分析結(jié)果，如表2所示。

雖然對(duì)于不同電廠具體數(shù)據(jù)有所差異，但還是可以看出增設(shè)AAC電源對(duì)降低堆芯熔化概率的顯著貢獻(xiàn)。秦山核電廠現(xiàn)在已完成了建設(shè)AAC電源的可行性研究報(bào)告，等待批準(zhǔn)實(shí)施。

表2 AAC電源對(duì)電廠CDF的影響Table 2 The influence of AAC power supply on CDF

3.4 安裝非能動(dòng)自催化氫氣復(fù)合器

嚴(yán)重事故工況下，反應(yīng)堆堆芯鋯水反應(yīng)和其他金屬構(gòu)件的氧化將會(huì)產(chǎn)生氫氣。短時(shí)間內(nèi)氫氣的快速釋放會(huì)造成安全殼內(nèi)局部地區(qū)有很高的氫氣濃度，在事故后期，若壓力容器下封頭失效，則熔融堆芯與混凝土底板的反應(yīng)（MCCI）會(huì)在很長(zhǎng)一段時(shí)間內(nèi)連續(xù)不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內(nèi)總的氫氣濃度也會(huì)隨之逐漸增長(zhǎng)。安全殼內(nèi)局部及整體氫氣的積累可能會(huì)引發(fā)爆燃或爆炸現(xiàn)象，將會(huì)威脅到安全殼的完整性及設(shè)備的可用性。在SBO情況下，為了防止安全殼的失效，控制安全殼內(nèi)的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內(nèi)部合理布置相當(dāng)數(shù)量非能動(dòng)氫氣復(fù)合器（PARs）。當(dāng)然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應(yīng)產(chǎn)生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過(guò)設(shè)計(jì)限值同樣是非常重要的。

3.5 制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則

根據(jù)法規(guī)要求，核電廠必須考慮嚴(yán)重事故管理，即防御性嚴(yán)重事故管理及緩解性嚴(yán)重事故管理。防御性嚴(yán)重事故管理措施(PAM)包括在我廠的應(yīng)急操作規(guī)程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應(yīng)付設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，而且還包括應(yīng)付超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的早期階段，即堆芯損傷發(fā)生之前的措施。堆芯損傷后EOPs不再合適，而需要與之分開(kāi)的導(dǎo)則，就是嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則包括執(zhí)行緩解性嚴(yán)重事故管理措施的所有指導(dǎo)。

我們知道，導(dǎo)致高壓熔堆等嚴(yán)重事故的幾大初因序列是：冷卻劑喪失事故（LOCA），未緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（ATWS）和全廠斷電（SBO）。對(duì)這些主要事故進(jìn)程及其緩解措施進(jìn)行分析，是提高嚴(yán)重事故管理水平和制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的前提條件。

秦山核電廠已基本完成運(yùn)行工況1級(jí)PSA工作，已給出了引起堆芯損傷的主要事故及序列（包括全廠斷電）。其結(jié)果可以應(yīng)用到后續(xù)的工作中，以便為安全設(shè)備的改造提供依據(jù)，提高運(yùn)行可靠性?，F(xiàn)階段更實(shí)際的方法是完善相應(yīng)的運(yùn)行規(guī)程，做好應(yīng)急柴油機(jī)等安全設(shè)備的定期維護(hù)和保養(yǎng)，預(yù)防全廠斷電事件的發(fā)生，從而減少嚴(yán)重事故發(fā)生的概率。

[1] 樊申. 秦山核電廠全廠斷電事故研究和廠外后果分析[D].

[2] 陳耀東. 嚴(yán)重事故緩解措施對(duì)全廠斷電（SBO）事故進(jìn)程影響分析[J].

[3] 秦山核電廠最終安全分析報(bào)告[D].

[4] 魏文斌. 秦山核電廠嚴(yán)重事故管理構(gòu)想[J].

[5] 上海核工程研究設(shè)計(jì)院. 秦山核電廠建設(shè)AAC電源的可行性研究報(bào)告[D].