AP1000應(yīng)對(duì)小破口失水事故的措施分析

王連升

摘 要：小破口失水事故是核電廠事故分析的重要組成部分。AP1000核電廠安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，使用自動(dòng)泄壓系統(tǒng)（ADS）為RCS提供可控降壓手段，因而對(duì)小破口失水事故的處理方式也與傳統(tǒng)核電廠有明顯的區(qū)別。這些不同的處理措施提高了電廠的安全性，但與此同時(shí)也讓電廠面臨一些新的挑戰(zhàn)。

關(guān)鍵詞：自動(dòng)卸壓系統(tǒng)；小破口失水事故；概率風(fēng)險(xiǎn)分析

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.14.097

1 前言

在1974年以前，反應(yīng)堆設(shè)計(jì)中通常研究雙端破裂的大破口這樣的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。1974年美國(guó)原子能委員會(huì)對(duì)核反應(yīng)堆審批條款進(jìn)行了修改，新規(guī)定明確要求在對(duì)大破口失水事故進(jìn)行估算的同時(shí)，必須同時(shí)對(duì)小破口進(jìn)行評(píng)估。1979年三哩島事故的發(fā)生更是讓人們認(rèn)識(shí)到小破口可能導(dǎo)致嚴(yán)重的后果，促進(jìn)了人們對(duì)于小破口失水事故的研究。

從事故發(fā)生后的后果來(lái)看，對(duì)國(guó)內(nèi)某二代加核電廠的PRA分析表明，小破口失水事故導(dǎo)致的堆芯損壞概率占總堆芯損壞概率的22.07%，是對(duì)堆芯損壞概率貢獻(xiàn)最大的始發(fā)事件組。AP1000的PRA分析結(jié)果顯示，AP1000核電廠小破口失水事故對(duì)CDF的貢獻(xiàn)百分比為7.5%，雖然與國(guó)內(nèi)二代加核電廠相比明顯下降，但仍然是貢獻(xiàn)比例較高的一組始發(fā)事件。

2 AP1000核電廠特有的自動(dòng)泄壓系統(tǒng)（ADS）

AP1000是美國(guó)西屋公司研制開發(fā)的第三代先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)，安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念。 AP1000核電廠在其緩解小破口失水事故的處理措施上，采用了自動(dòng)泄壓系統(tǒng)（ADS）對(duì)RCS進(jìn)行可控降壓。ADS是RCS系統(tǒng)的一部分，并且與非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）連接，由四級(jí)卸壓閥門組成。第1、第2和第3級(jí)閥門入口分兩組位于穩(wěn)壓器頂部?jī)蓷l安全閥管線的下游，每組第1、第2和第3級(jí)的出口連接至一個(gè)公共出口母管，與安全殼內(nèi)換料水箱（IRWST）中的一組鼓泡器相連。第4級(jí)閥門入口也分兩組連接到每個(gè)反應(yīng)堆冷卻劑回路熱段管道上，出口則直接排入蒸汽發(fā)生器隔間，噴放位置在事故淹沒(méi)水位之上。

ADS四級(jí)共計(jì)20個(gè)閥門，都是由1E級(jí)直流電和UPS系統(tǒng)（IDS）供電，且在主控室有閥位顯示。其中ADS1-3級(jí)包含6條管線，每條管線由上游的常關(guān)隔離閘閥和下游常關(guān)截止閥組成；ADS第4級(jí)包括4條管線，每條管線上游設(shè)置1個(gè)常開直流電動(dòng)閘閥，下游采用爆破閥。

ADS1-3級(jí)觸發(fā)信號(hào)如下：

（1）長(zhǎng)時(shí)間喪失交流電源；

（2）堆芯補(bǔ)給箱注射投入信號(hào)與堆芯補(bǔ)給箱（任何一個(gè)）水位低于低3整定值四取二信號(hào)符合；

（3）手動(dòng)觸發(fā)。

在ADS第4級(jí)被觸發(fā)的同時(shí)，也產(chǎn)生IRWST注射信號(hào)。歸納起來(lái)，觸發(fā)信號(hào)為：

（1）ADS第3級(jí)已觸發(fā)與CMT液位低6且RCS寬量程壓力低符合；

（2）手動(dòng)觸發(fā)信號(hào)與ADS第3級(jí)已觸發(fā)或RCS寬量程壓力低符合；

（3）RCS兩個(gè)環(huán)路熱段液位低4（與穩(wěn)壓器液位低CMT閉鎖符合）。

3 AP1000核電廠的小破口失水事故應(yīng)對(duì)措施的特點(diǎn)

AP1000在處理小破口失水事故時(shí)根據(jù)破口大小和執(zhí)行規(guī)程的速度差異規(guī)程將有不同的走向：

（1）如果破口尺寸較小，當(dāng)執(zhí)行到特定步驟時(shí)ADS沒(méi)有觸發(fā)，那么將轉(zhuǎn)至ES-1.2進(jìn)行降溫降壓以降低破口流量，保持RCS水裝量，避免ADS觸發(fā)。在ES-1.2中采取了與傳統(tǒng)核電廠類似的降溫降壓方法：通過(guò)蒸汽發(fā)生器或非能動(dòng)余熱熱交換器對(duì)系統(tǒng)降溫，通過(guò)輔助噴淋或ADS第一級(jí)管線對(duì)系統(tǒng)降壓，隔離安全注射并建立余熱排出系統(tǒng)對(duì)系統(tǒng)的冷卻。

（2）如果破口尺寸較大，當(dāng)執(zhí)行到特定步驟時(shí)ADS已經(jīng)觸發(fā)，由于ADS觸發(fā)后小破口被可控地轉(zhuǎn)化為大破口，此時(shí)RCS系統(tǒng)已經(jīng)降壓，那么無(wú)需進(jìn)入ES1.2再進(jìn)行降溫降壓操作，直接按照應(yīng)對(duì)大破口的策略在規(guī)程E1中進(jìn)行處理。

我們發(fā)現(xiàn)，雖然在事故處理過(guò)程中AP1000核電廠和傳統(tǒng)核電廠都采取了降溫降壓的方式，并且降溫降壓的操作也非常相似。但是，兩者實(shí)際上卻存在很大的區(qū)別：

（1）傳統(tǒng)核電廠對(duì)RCS降溫降壓是緩解小破口事故過(guò)程中需要進(jìn)行的必要操作，否者小破口事故后RCS長(zhǎng)期保持高壓狀態(tài)，事故難以得到緩解。國(guó)內(nèi)某傳統(tǒng)核電廠的小破口失水事故的PRA事件樹分析表明，在發(fā)生小破口失水事故時(shí)，如果失去了二回路的冷卻能力（包括正常冷卻能力和應(yīng)急冷卻能力），同時(shí)RCS無(wú)法泄壓的話，將導(dǎo)致高壓熔堆。

（2）由于AP1000在設(shè)計(jì)上的不同，如果操縱員未能依據(jù)ES1.2采取降溫降壓的操作，隨著CMT水位的下降，ADS會(huì)自動(dòng)觸發(fā)并對(duì)RCS系統(tǒng)降壓，最終使事故得到緩解。但是ADS觸發(fā)后，將導(dǎo)致事件后果擴(kuò)大化，因此應(yīng)避免ADS的不必要觸發(fā)，而操縱員使用ES1.2主動(dòng)降溫降壓就是為了避免ADS的不必要觸發(fā)而采取的一種積極措施。

在小破口失水事故發(fā)生后，對(duì)于傳統(tǒng)核電廠來(lái)講降溫降壓是緩解事故的必要操作，而對(duì)AP1000來(lái)講是防止后果擴(kuò)大化的積極措施，這從一個(gè)側(cè)面反映了AP1000核電廠在無(wú)操縱員干預(yù)的情況下保持安全狀態(tài)的能力。

4 使用ADS緩解小破口失水事故對(duì)運(yùn)行和設(shè)計(jì)的影響

AP1000核電廠在設(shè)計(jì)上可以使用ADS來(lái)緩解小破口失水事故，這種設(shè)計(jì)提高了電廠的安全性。同時(shí)，ADS也對(duì)操縱員的干預(yù)提出了新的挑戰(zhàn)，并要求考慮應(yīng)采取一些避免ADS不必要觸發(fā)的措施。

4.1 ADS對(duì)電廠安全性的積極影響和減少ADS不必要觸發(fā)的建議措施

4.1.1 使用ADS緩解小破口失水事故提高了反應(yīng)堆的安全性

首先，我們從確定論事故分析的角度考慮ADS對(duì)反應(yīng)堆安全性的影響。AP1000在對(duì)小破口失水事故分析時(shí)僅考慮了采用ADS對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行降壓的操作。AP1000的事故分析顯示：在不考慮非安全相關(guān)系統(tǒng)的條件下，AP1000核電廠針對(duì)各種尺寸的小破口失水事故設(shè)計(jì)性能很好，非能動(dòng)安全系統(tǒng)足以緩解小破口失水事故。而傳統(tǒng)核電廠

的事故分析中則必須考慮操縱員干預(yù)實(shí)施的降溫降壓過(guò)程，才能滿足事故分析的要求。

然后，我們?cè)購(gòu)母怕收撌鹿史治鼋嵌瓤紤]ADS對(duì)反應(yīng)堆安全性的影響。多個(gè)傳統(tǒng)核電廠的PRA分析結(jié)果顯示小破口失水事故對(duì)CDF的貢獻(xiàn)百分比在15%-22%之間，均為對(duì)CDF貢獻(xiàn)百分比最大一組始發(fā)事件。AP1000的PRA分析顯示小破口失水事故對(duì)CDF的貢獻(xiàn)百分比為7.5%，貢獻(xiàn)值為1.81E-08/年。AP1000核電廠的小破口失水事故對(duì)CDF的貢獻(xiàn)無(wú)論是在相對(duì)值還是在絕對(duì)值上均大幅低于傳統(tǒng)核電廠。在小破口失水事故中，操縱員如果未能及時(shí)通過(guò)使用非安全相關(guān)系統(tǒng)對(duì)RCS進(jìn)行降溫降壓或提供有效的RNS強(qiáng)迫流量，那么反應(yīng)堆將通過(guò)ADS對(duì)RCS降壓并對(duì)事故進(jìn)行緩解。在這種情況之下，非安全相關(guān)系統(tǒng)作為一道縱深防御屏障被突破，但是PRA分析顯示對(duì)安全性不存在顯著的影響。PRA的分析結(jié)果顯示：即使假設(shè)在所有初始事件發(fā)生后RNS完全失效，AP1000的CDF會(huì)從2.41E-7/年上升到4.11E-07/年，上升幅度有限。

由此可見，小破口失水事故下，由于AP1000核電廠可以通過(guò)安全相關(guān)的ADS實(shí)現(xiàn)對(duì)RCS的自動(dòng)泄壓，減少了對(duì)操縱員使用非安全相關(guān)系統(tǒng)進(jìn)行干預(yù)的依賴。因而，小破口失水事故下AP1000核電廠操縱員能否及時(shí)干預(yù)對(duì)反應(yīng)堆的安全性的影響遠(yuǎn)小于傳統(tǒng)核電廠。

4.1.2 避免ADS不必要觸發(fā)的建議措施

為了降低小破口事故后ADS1-3級(jí)和ADS第4級(jí)的不必要觸發(fā)的可能性，可以考慮采取以下措施：

（1）在小破口失水事故發(fā)生初期，及時(shí)采取降溫降壓措施并將RNS在線到IRWST冷卻。在發(fā)生小破口失水事故時(shí)，需對(duì)小破口失水事故的演變過(guò)程有清晰的認(rèn)識(shí)，在保證正確的前提下推進(jìn)應(yīng)急規(guī)程的執(zhí)行，及時(shí)通過(guò)降溫降壓來(lái)維持一回路水裝量，避免ADS1-3級(jí)觸發(fā)。另外，由于PRHR已經(jīng)觸發(fā)，操縱員應(yīng)根據(jù)規(guī)程指導(dǎo)盡快將RNS在線到IRWST冷卻。雖然在PRHR投運(yùn)后2小時(shí)內(nèi)將RNS在線到IRWST冷卻即可滿足對(duì)IRWST的冷卻要求，但是RNS及時(shí)在線到IRWST冷卻后，可以大幅度簡(jiǎn)化后續(xù)可能執(zhí)行的ES1.3的步驟，有助于保證在15分鐘內(nèi)建立足夠的RNS流量。

（2）在小破口失水事故的后期，如果ADS1-3級(jí)觸發(fā)，應(yīng)在保證正確的前提下加快ES1.3的執(zhí)行速度。在ADS1-3級(jí)觸發(fā)后，操縱員需要在15分鐘內(nèi)建立足夠的RNS強(qiáng)迫流量，才能有效避免ADS第4級(jí)的觸發(fā)。因此，需要在模擬機(jī)培訓(xùn)中加強(qiáng)對(duì)ES1.3的培訓(xùn)，保證在ADS1-3級(jí)觸發(fā)后可以及時(shí)轉(zhuǎn)入ES1.3，并且在保證正確的前提下加快規(guī)程執(zhí)行速度，降低ADS第4級(jí)觸發(fā)的可能性。

5 總結(jié)

AP1000核電廠的安全系統(tǒng)采用了非能動(dòng)的設(shè)計(jì)理念，替代了傳統(tǒng)核電廠的能動(dòng)設(shè)備。因而，AP1000緩解小破口事故的處理措施也與傳統(tǒng)核電廠有較大不同。事故分析顯示AP1000針對(duì)各種尺寸的小破口失水事故設(shè)計(jì)性能很好，AP1000的小破口失水事故對(duì)CDF的貢獻(xiàn)百分比明顯低于傳統(tǒng)核電廠。

ADS是AP1000主要為了緩解小破口失水事故而設(shè)置的保護(hù)系統(tǒng)。ADS的設(shè)置提高了電站的安全性，同時(shí)也對(duì)操縱員的干預(yù)提出了新的挑戰(zhàn)。如何在小破口失水事故下避免ADS1-3級(jí)和ADS第4級(jí)的不必要觸發(fā)成為運(yùn)行人員在處理事故時(shí)需要關(guān)注的問(wèn)題。