SBLOCA疊加高壓安注失效事故全范圍事故分析

侯華青，沈永剛，崔旭陽，蔣曉華

（中科華核電技術(shù)研究院，廣東 深圳 518035）

日本福島核事故引起了全世界對核安全問題的極大關(guān)注，核安全已成為核能是否能持續(xù)發(fā)展的關(guān)鍵因素。目前，我國現(xiàn)有的“二代加”壓水堆核電廠的事故分析通常僅分析到可控狀態(tài)［1］，福島核電廠事故的發(fā)生對核電事故分析提出了更高的要求，即應進行直至安全停堆狀態(tài)的全范圍事故分析。

事故瞬態(tài)緩解過程需要經(jīng)歷連續(xù)的3個階段：A 階段，從事故初始時刻開始直至保護系統(tǒng)首次動作時刻；B階段，從保護系統(tǒng)首次動作時刻開始直至操縱員首次動作時刻；C 階段，從操縱員首次動作時刻開始直至達到安全停堆狀態(tài)。其中對于小破口失水事故（SBLOCA）分析，目前的分析只研究了有高壓安注冷卻至安全停堆狀態(tài)，并未研究小破口疊加高壓安注喪失［2］。

本文擬針對小破口疊加高壓安注喪失事故進行全范圍的事故分析，將分析拓展至安全停堆狀態(tài)，即C 階段，為進一步優(yōu)化和改進事故緩解策略提供參考。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的SBLOCA 疊加高壓安注失效會引起一回路冷卻劑喪失和反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降。該事故可能導致反應堆冷卻劑裝量流失，因而可致堆芯過熱甚至堆芯裸露的風險。該事故屬于超設計基準事故，事故發(fā)生后，應通過適當?shù)氖鹿侍幚硎怪_到安全狀態(tài)。

本文所分析的事故是反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道或與之相連的管線在第一道隔離閥之前，產(chǎn)生了當量直徑在9.5～25mm 范圍內(nèi)的不可隔離的破口，并疊加高壓安注失效［3］，由于高壓安注泵和上充泵共用，因此，在該事故中考慮上充泵不可用。

1 計算程序與模型

1.1 計算程序

CATHARE程序是一種先進的、兩流體熱工水力學程序，用于壓水堆事故工況下熱工水力學現(xiàn)實分析。該程序能模擬幾乎所有的堆芯降級限于燃料包殼變形、破裂的瞬態(tài)。除嚴重事故外，該程序還能模擬：LOCA，包括主管道雙端斷裂；所有導致反應堆冷卻劑系統(tǒng)兩相工況的事故（即質(zhì)量喪失或能量增加）；管道破裂或系統(tǒng)故障（即給水喪失、蒸汽管道或給水管道破裂或蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂）后蒸汽發(fā)生器二回路系統(tǒng)的惡劣運行工況及所有可模擬的PWR 系統(tǒng)所導致的事件或事故。

1.2 計算模型

本文采用CATHARE 程序?qū)Α岸印焙穗姀S三環(huán)路進行模擬，SBLOCA 發(fā)生在穩(wěn)壓器所在環(huán)路的冷段，其余兩個完好環(huán)路相同，本文模擬其中一個環(huán)路。采用CATHARE 程序詳細模擬燃料組件、壓力容器、穩(wěn)壓器、安注箱、主泵、蒸汽發(fā)生器、回路管線、主給水系統(tǒng)、應急給水系統(tǒng)、大氣旁排系統(tǒng)、安全閥及蒸汽聯(lián)箱、相關(guān)管線等部件。

2 分析方法和假設

2.1 分析方法

采用CATHARE 程序分析該事故進程，在分析過程中采用2.2、2.3、2.4節(jié)中的假設及操作員動作按照SOP規(guī)程執(zhí)行。

2.2 主要假設［4］

1）SBLOCA 屬于超設計基準類事故，不考慮單一故障準則；

2）假設高壓安注不可用，由于上充和高壓安注共用高壓安注泵，因此在事故進程中，假設上充失效；

3）安注箱可用；

4）2列低壓安注系統(tǒng)（LHSI）可用；

5）假設停堆信號觸發(fā)時刻不疊加LOOP；

6）堆芯衰變熱數(shù)據(jù)采用不考慮1.645σ的A+B+C項數(shù)據(jù)。

2.3 反應堆保護假設

SBLOCA 事故下，由以下信號和動作提供反應堆保護：1）穩(wěn)壓器低壓力信號觸發(fā)反應堆緊急停堆。2）穩(wěn)壓器低-低壓力信號觸發(fā)安全注射系統(tǒng)動作。3）安注信號觸發(fā)蒸汽發(fā)生器主給水隔離。4）下列任一信號啟動輔助給水電動泵：安注信號、蒸汽發(fā)生器低-低水位信號（同時正常給水流量低）、主給水（或啟動給水）泵停止信號。5）下列任一信號啟動輔助給水汽動泵：蒸汽發(fā)生器低-低水位信號（同時正常給水流量低）、主冷卻劑泵低-低轉(zhuǎn)速信號。

2.4 操縱員動作

假設在第1個保護動作（停堆信號）后30min操縱員開始動作。

依據(jù)SOP規(guī)程，在發(fā)生第1個保護動作之后，操縱員首先執(zhí)行DOS 規(guī)程，根據(jù)DOS 規(guī)程，一回路操縱員進而執(zhí)行ECP2 規(guī)程和ECPR2規(guī)程，同時二回路操縱員執(zhí)行ECS規(guī)程。

發(fā)生SBLOCA 后，根據(jù)事故進程，一回路操縱員的主要動作包括：關(guān)閉一臺高壓安注泵，并將另一臺高壓安注泵切換至RCV 上充模式（在該事故中由于疊加高壓安注失效，因此在事故進程中，不需此操作），一回路降壓、硼化、軸封開啟及隔離安注箱等；二回路操縱員的主要動作為根據(jù)SOP規(guī)程要求，調(diào)節(jié)大氣釋放閥冷卻一回路，最終把反應堆帶到安全停堆狀態(tài)。

3 典型事件序列

以下所描述的是典型事件序列，即在瞬態(tài)期間最可能發(fā)生的事件序列，同時也考慮了操縱員動作及安全系統(tǒng)動作。事件序列包括兩個階段：從始發(fā)事件到通過自動動作達到可控狀態(tài)的短期階段和可控狀態(tài)至安全停堆狀態(tài)的長期階段。

該事故為超設計基準事故，核電廠初始參數(shù)采用電廠名義值：反應堆功率為100%、一回路冷卻劑平均溫度為310 ℃、穩(wěn)壓器壓力為15.5 MPa、一回路流量為22 840 m3／h（單環(huán)路）、穩(wěn)壓器水位為62.7%、蒸汽發(fā)生器窄量程水位為50%。

3.1 從始發(fā)事件發(fā)生到可控狀態(tài)

在功率運行狀態(tài)，反應堆冷卻劑系統(tǒng)的破口引起一回路冷卻劑喪失。根據(jù)初始假設，高壓安注及上充不可用，在低壓安注投入前，僅靠軸封及安注箱不足以維持一回路水的流量要求，其結(jié)果造成反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力和穩(wěn)壓器水位的急劇下降，并可能引起堆芯過熱。

“穩(wěn)壓器（PZR）壓力低”信號觸發(fā)反應堆緊急停堆（RT）。RT 信號會自動觸發(fā)汽機跳機，同時隔離主給水系統(tǒng)（ARE）。隨著汽機跳機，二次側(cè)的壓力升高，反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）的熱量通過蒸汽發(fā)生器（SG）泄壓裝置（主蒸汽旁排系統(tǒng)（GCT-c，如果可用）或大氣排放系統(tǒng)（GCT-a））排出。輔助給水系統(tǒng)（ASG）向蒸汽發(fā)生器提供給水。“穩(wěn)壓器（PZR）壓力低-低”信號觸發(fā)安注（SI）信號。由于高壓安注失效，SI信號觸發(fā)LHSI。

由于軸封流量及安注箱流量注入不足以補償從破口流出的流體流量，RCP 的水裝量持續(xù)減少。在此期間，破口流體處于欠飽和狀態(tài)，并可能達到飽和狀態(tài)。

隨著破損管段空泡份額的增加，破口流量減少。破口流體轉(zhuǎn)變?yōu)閱蜗嗾羝麪顟B(tài)。當一回路壓力持續(xù)降低到低壓安注流量注入條件（1.8 MPa（a）），且LHSI流量大于破口流量時，RCP冷卻劑裝量逐漸增加。隨后，電廠到達可控狀態(tài)?？煽貭顟B(tài)即指通過LHSI和蒸汽發(fā)生器的GCT-a的運行實現(xiàn)穩(wěn)定的余熱導出、堆芯次臨界及通過LHSI維持并增加一回路冷卻劑裝量等。ASG 保證蒸汽發(fā)生器的給水。

3.2 從可控狀態(tài)到冷停堆

安全停堆狀態(tài)的定義為：破口流量被LHSI流量補償，并且余熱排出系統(tǒng)（RRA）與反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCP）相連接，實現(xiàn)穩(wěn)定的余熱排出功能。

操縱員需執(zhí)行以下系列動作：1）RCP 硼化。給RCP充硼，使堆芯一直處于次臨界狀態(tài)直至安全停堆狀態(tài)。2）RCP 冷卻。假設GCT-c不可用，只通過降低GCT-a開啟壓力整定值使RCP 降溫。3）RCP 降壓。對于RCP降壓，在事故規(guī)程中，一旦滿足相應的判據(jù)，就必須隔離安注箱。由于HHSI及上充不可用，RCP壓力很快可降至LHSI注入壓力。在一回路壓力降至LHSI注入壓力過程中，一回路流體過冷度偏低及水裝量偏低，根據(jù)SOP 規(guī)程，需開啟軸封并調(diào)節(jié)到軸封的最大流量（12m3／h）以維持一回路水裝量及保持過冷度。

一回路壓力最后維持在低壓安注注入壓力1.8 MPa（a）附近，由于一回路降溫較慢，需通過二回路GCT-a持續(xù)帶走堆芯衰變熱并降低一回路溫度至177 ℃以下，并維持一回路過冷度大于20 ℃，降溫降壓直至達到RRA接入條件。

LHSI、軸封從換料水箱（PTR 水箱）取水，當PTR 水箱水位到達水位低-低定值時，LHSI自動切換至從地坑取水。

4 分析結(jié)果與結(jié)論

4.1 操縱員動作

根據(jù)DOS 規(guī)程，一回路操縱員首先進入ECP2規(guī)程的“TCS without HHSI tough oper-ation”操作階段。本階段的主要目的是降低一回路溫度，保持一回路過冷度及控制一回路穩(wěn)壓器水位。停堆后30min操縱員開始干預，在該時刻一回路過冷度低于20℃，根據(jù)規(guī)程開啟二回路GCT-a，調(diào)節(jié)其對一回路冷卻劑的降溫速度為56 ℃／h。在一回路降溫過程中，為維持一回路水裝量及過冷度，軸封流量調(diào)節(jié)至最大值12m3／h。

同時，二回路操縱員執(zhí)行ECS規(guī)程，通過GCT-a對一回路冷卻劑進行冷卻。一回路壓力降到1.8 MPa（a），低壓安注投入，此時一回路水裝量較少，低壓安注流量大于破口泄漏流量，一回路水裝量逐漸增加直至穩(wěn)壓器恢復到一定的水裝量。低壓安注流量較大，一回路壓力穩(wěn)定在1.8 MPa（a）附近。繼續(xù)通過二回路GCT-a對一回路冷卻劑以56 ℃／h 的速度降溫，當 一 回 路 過 冷 度Δtsat＞20 ℃且tRIC＜177 ℃時，即滿足進入ECPR2規(guī)程的條件，此時ASG 耗水量為352.65m3，PTR 水箱耗水量199.50m3，均小于其可用水裝量。

4.2 分析結(jié)果

圖1為發(fā)生SBLOCA 后一、二回路的壓力變化，圖2為一回路冷卻劑溫度隨時間的變化。由圖1可見，一回路管線發(fā)生SBLOCA 后，一回路壓力急速下降，二回路由于汽輪機脫扣，其壓力急速上升到 GCT-a 開啟的整定值8.6 MPa，二回路通過GCT-a 向大氣釋放蒸汽。由于安注啟動及二回路導熱能力不足，一回路及二回路壓力在GCT-a動作到操縱員開始干預這段時間內(nèi)維持在較穩(wěn)定的狀態(tài)。事故后30min，操縱員開始對事故進程進行干預，關(guān)閉一回路高壓安注，根據(jù)一回路過冷度調(diào)節(jié)GCT-a流量來降低一回路溫度，一回路及二回路壓力同步降低至一回路壓力小于2.8 MPa，若一回路溫度滿足小于177 ℃（圖2），則滿足接入RRA，即認為該事故達到安全停堆狀態(tài)。

圖1 一、二回路壓力Fig.1 Pressure for primary and second loop

圖2 一回路冷卻劑溫度Fig.2 Coolant temperature of primary loop

圖3為一回路破口泄漏流量。破口流量隨一回路的壓力、水裝量及過冷度而變化。事故初期，由于一回路壓力逐漸降低，破口流量慢慢變小。事故后期，由于一回路過冷度逐漸升高，破口流量略有升高。圖4為一回路注入流量。進入操縱員干預規(guī)程后，高壓安注隔離，當一回路壓力降到低壓安注注入壓力1.8MPa（a）后，低壓安注開始注入。隨后，一回路壓力在低壓安注注入壓力1.8 MPa（a）附近震蕩導致低壓安注時有時無。

圖3 破口泄漏流量Fig.3 Leak flowrate from break

4.3 結(jié)論

1）發(fā)生小破口失水事故疊加高壓安注失效后，對于現(xiàn)有“二代加”核電廠安全級事故緩解配置設計，通過操縱員干預行動可將反應堆后撤帶入到安全停堆狀態(tài)（RRA 接入）。

2）整個事故分析過程中，現(xiàn)有的ASG 和PTR 水箱設計水裝量能滿足要求。

圖4 一回路注入流量Fig.4 Inject flowrate for primary loop

3）事故進程中，由于高壓安注和上充不可用，在低壓安注投入前僅靠軸封及安注箱流量不足以維持一回路水裝量及Δtsat。

4）由于該事故為小破口疊加高壓安注失效，高壓安注與上充共用高壓安注泵，因此上充在事故進程中不可用，在低壓安注投入前，堆芯有裸露的風險，建議提高軸封最大流量。

5）GCT-a總體上是安全級設計，從控制閥到消音器的管線包括消音器本身是非安全級的，但該部分并不影響整個GCT-a實現(xiàn)其安全級功能。

［1］ 博金海，王飛.小破口失水事故研究綜述［J］.核科學與工程，1998，18（2）：172-179.BO Jinhai，WANG Fei.Review on research of small break loss of coolant accident［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，1998，18（2）：172-179（in Chinese）.

［2］ 鄭利民，申森.ACR-700核電廠小破口失水事故分析［J］.核動力工程，2006，27（增刊）：5-8，72.ZHENG Limin，SHEN Sen.Analysis of small break LOCA for ACR-700 NPP［J］.Nuclear Power Engineering，2006，27（S1）：5-8，72（in Chinese）.

［3］ 黃洪文，劉漢剛，錢達志，等.主回路小破口失水事故分析［J］.核動力工程，2010，31（4）：78-81.HUANG Hongwen，LIU Hangang，QIAN Dazhi，et al.Analysis of primary loop small-break lossof-coolant accident［J］.Nuclear Power Engineering，2010，31（4）：78-81（in Chinese）.

［4］ 楊江，田文喜，蘇光輝，等.AP1000 冷管道失水事故分析［J］.原子能科學技術(shù)，2011，45（5）：541-547.YANG Jiang，TIAN Wenxi，SU Guanghui，et al.Analysis of cold leg small break LOCA for AP1000［J］.Atomic Energy Science and Technology，2011，45（5）：541-547（in Chinese）.