國和一號與CPR1000的SGTR事故響應比較

韓 凱

（國核示范電站有限責任公司，榮成 264312）

蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故是壓水堆可能發(fā)生的最重要的事故之一［1］。由于SGTR事故對反應性、堆芯余熱導出、放射性包容均有影響，所以，我們對SGTR事故的有效干預非常重要。目前，我們對CPR1000機組SGTR事故的處理有比較豐富的實踐經(jīng)驗和數(shù)據(jù)（包括模擬機驗證）。本文通過對國和一號與CPR1000 SGTR事故的處理過程進行比較，使運行人員更好地理解三代非能動核電廠專設安全設施的特點，以增強干預的有效性。

1 無操縱員干預的事故過程

SGTR 事故不只限于一根或多根傳熱管的斷裂［2］，也包括引起持續(xù)性泄漏的倒U 形管的破裂。一旦發(fā)生SGTR 事故，第2 道安全屏障就失去了完整性。安全分析報告僅考慮單個蒸汽發(fā)生器中1 根傳熱管完全斷裂的情況，因為在安全分析中認為一根傳熱管完全斷裂已經(jīng)足夠保守。

1.1 CPR1000的SGTR典型事故過程

發(fā)生SGTR事故后，化容系統(tǒng)不能補償破口泄漏流量，一回路水裝量開始減少，穩(wěn)壓器水位與一回路壓力下降?？刂葡到y(tǒng)自動調(diào)節(jié)破損SG 的給水流量以維持水位在窄量程整定值。由于有泄漏，破損SG給水流量減小。

凝汽器抽真空排氣放射性監(jiān)測器、SG 排污放射性監(jiān)測器和主蒸汽管道放射性監(jiān)測器（見表1）的報警指示：“二回路系統(tǒng)放射性增加”。

反應堆因穩(wěn)壓器壓力低而停堆（也可能由超溫ΔT 觸發(fā)）［3］。穩(wěn)壓器水位下降導致上充增大，壓力降低使通斷加熱器投入，緩解了水位和壓力的下降。

穩(wěn)壓器壓力低引發(fā)安注，安注可以補償泄漏流量，使一回路壓力與水位回升。這對堆芯冷卻有利，但不利于終止泄漏。

安注觸發(fā)主給水隔離，輔助給水啟動。

如果失去廠外電，凝汽器則無法保證真空，因此，蒸汽發(fā)生器無法向冷凝器排放蒸汽，而SG 壓力上升，導致大氣排放閥或者主蒸汽安全閥打開。安注繼續(xù)向一回路連續(xù)注入高濃度硼水。高壓安注可以恢復一回路水裝量，但是如果操縱員不干預，不停運安注泵，會使一回路壓力大于二回路，且一回路壓力無法降 低，破口流量無法減小。

表1 蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏的探測手段Table 1 Detection method for steam generator heat transfer tube leakage

1.2 國和一號的SGTR典型事故過程

國和一號的SGTR 事故初期現(xiàn)象與CPR1000機組類似，但是由于專設安全設施的差異，會導致以下幾點不同：

（1）穩(wěn)壓器壓力低或穩(wěn)壓器低2水位信號將觸發(fā)“S”信號，啟動堆芯補水箱（CMT）和熱交換器（PRHR），自動關閉正常給水，停運反應堆冷卻劑泵，穩(wěn)壓器電加熱器斷電。SG 窄量程低水位信號觸發(fā)啟動給水流量，并控制SG 水位在程序水位。

（2） 停 堆 后，CMT 和PRHR 投 入 運 行。PRHR 投入運行以及啟動給水流量、CMT 含硼流量，化學容積控制系統(tǒng)（CVS）導出衰變熱，可以減少SG 的蒸汽產(chǎn)量和旁排至冷凝器的蒸汽量，在喪失廠外電源工況下，可減少向大氣的蒸汽排放量。CVS 和CMT 流量的注入將穩(wěn)定RCS 壓力和穩(wěn)壓器水位，RCS 壓力將趨于一個平衡值，總的注射流量和破口流量相等（如圖1所示）。

圖1 停堆后的操作Fig.1 Operations after shutdown

1.3 事故發(fā)展的不同

如果控制不當，國和一號高壓安注系統(tǒng)的注入將導致一回路無法降壓并持續(xù)向破損SG 灌水，破損SG 被灌滿，放射性液體通過大氣排放閥、SG安全閥、冷凝器排氣系統(tǒng)、SG排污系統(tǒng)等排放到環(huán)境［4］。

雖然國和一號的保護設計降低了對人為干預的要求，但是當CMT 啟動后是否會引起注入過量和穩(wěn)壓器安全閥開啟的問題還需后續(xù)驗證，對高壓安注的快速控制依然是可以借鑒的控制關鍵點。

另外，CMT 水位可能會下降，甚至可能導致自動泄壓系統(tǒng)（ADS）動作［5］，這是國和一號機組必須考慮的風險。

2 運行人員干預過程

2.1 CPR1000的運行人員干預過程

CPR1000 的運行人員干預過程如圖2 所示。對于事故發(fā)生后的短期分析，我們不考慮上充、下泄、噴淋等對事故的緩解作用。但對于事故后的長期分析，以上因素都對事故的緩解起到了關鍵作用［6］。

圖2 CPR1000機組干預過程中機組狀態(tài)走向Fig.2 CPR1000 unit state trend during intervention

（1）SG破損的信號包括：某臺SG窄量程水位非預期的上升，主蒸汽管道放射性監(jiān)測器、SG排污管道放射性監(jiān)測器或SG取樣放射性高報警。確認破損SG 后，運行人員隔離該蒸汽發(fā)生器以實現(xiàn)終止泄漏。蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故是同時失去第二和第三道屏障的事故，如果運行人員不能隔離破損的蒸汽發(fā)生器而持續(xù)向安全殼外流失冷卻劑，在換料水箱無水前不能將機組帶到冷停堆工況，將導致堆芯熔化。

（2）在蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂事故的情況下，高壓安注系統(tǒng)（HHSI）的首要作用是補償喪失的一回路冷卻劑，保持一回路的水裝量。特別是在事故時，蒸汽發(fā)生器大氣排放閥或主蒸汽安全閥發(fā)生卡開的情況下，相當于直接在安全殼外發(fā)生一回路破口事故，安注最終可以避免堆芯熔化。此外，安注系統(tǒng)注入的含硼水向堆芯引入了負反應性，可以緩解緊急停堆失效的后果。

（3）高壓安注停運后，通過二回路冷卻，飽和裕度滿足要求后，電廠可通過正常噴淋或輔助噴淋降壓，尋求壓力平衡。通過控制故障蒸汽發(fā)生器的排污流量，穩(wěn)定二次側(cè)的壓力，直到一、二次側(cè)壓力平衡［7］。

（4）在輔助給水失效和主給水不可用的情況下，操縱員使用充-排（Feed-Bleed）方式冷卻堆芯，使安注系統(tǒng)補償經(jīng)穩(wěn)壓器泄壓閥排放的冷卻劑。

（5）電廠后撤到余熱排出系統(tǒng)投運的停堆狀態(tài)，根據(jù)維修等實際情況決定后續(xù)工作。

2.2 國和一號運行人員干預過程

國和一號的運行人員干預過程如圖3所示。

2.2.1 識別并隔離破損SG

破損的SG可通過相應SG、主蒸汽管道、液體取樣放射性升高或SG 水位不可控升高等信號識別。在某些工況下，受影響的SG 可通過蒸汽流量與給水流量的失配報警或SG 水位異常信號輕易識別。若發(fā)生更大破口的傳熱管破裂事故，停堆后的SG 水位會顯著升高。若受影響的SG 不能很快識別，規(guī)程會指導操縱員進行其他步驟操作，評估電廠狀態(tài)，包括檢查RCS 補水狀態(tài)和多重失效，以及用于恢復供電設備等。

破管SG 一旦被確認，運行人員應將其隔離，限制放射性釋放，并為終止泄漏做準備。受影響的SG 水位高于U 形管時，運行人員應停止向其供水，并檢查用于縱深防御的自動啟動非安全系統(tǒng)是否具有合適的狀態(tài)。

2.2.2 啟動RCS冷卻

破損的SG 隔離后，開始對RCS 進行冷卻，如果沒有其他故障，可采用正常冷卻速率（無需開始快速冷卻），依據(jù)見表2。如傳熱管破裂疊加其他故障，發(fā)生超設計基準事故，則需要加快對RCS 的冷卻速率，以維持RCS 裝量，且不觸發(fā)ADS。

表2 選擇正常冷卻速率依據(jù)Table 2 Selection basis of cooling rate

通過完好的SG 排氣冷卻是首選方式。若完好的SG 排汽不可用，則投入PRHR。如完好的SG 和PRHR 均不可用（可能性極?。瑒t通過ADS系統(tǒng)和非能動安注系統(tǒng)進行RCS冷卻。

2.2.3 RCS降壓并恢復水裝量

破損SG 被隔離后，E-3 規(guī)程指導操縱員執(zhí)行恢復操作，以降低RCS 壓力、減小破口泄漏，并恢復穩(wěn)壓器水位。事故初始階段，反應堆冷卻劑泵由CMT 觸發(fā)信號停運，故應采用輔助噴淋或ADS第一級閥門降壓。

操縱員降低RCS 壓力直至穩(wěn)壓器水位恢復。自然循環(huán)條件下，壓力容器上封頭或破損SG 傳熱管區(qū)域可能存在氣泡。由于RCS 降壓將導致穩(wěn)壓器水位迅速升高，故穩(wěn)壓器達到高水位后停止降壓，避免一回路變成水實體（降壓依據(jù)見表3）。

表3 RCS降壓依據(jù)Table 3 The basis of reducing RCS pressure

2.2.4 終止CMT注射流量

RCS過冷度建立且水裝量恢復后，不再需要CMT注入時，操縱員應隔離CMT。（CMT終止準則見表4）

表4 CMT終止準則Table 4 Termination criterion of CMT

2.2.5 冷卻至冷停堆狀態(tài)

當RCS 壓力與破損SG 壓力平衡，一次側(cè)向二次側(cè)泄漏終止，所有直接安全問題已經(jīng)解決時，操縱員應執(zhí)行一系列操作，將RCS 持續(xù)冷卻至冷停堆狀態(tài)。這些操作包括將二次側(cè)污染物擴散降至最小，必要時啟動主泵，確保均勻的冷卻劑溫度和硼濃度。操縱員根據(jù)電廠狀態(tài)評估選擇最好的SGTR事故后冷卻方式。這些操作措施取決于核電廠系統(tǒng)的可用性以及核電廠進一步維修和運行計劃。

2.3 干預手段的差異

我們可以借鑒CPR1000 運行人員的干預思路控制機組、限制冷卻劑流失和放射性物質(zhì)釋放。在事故過程中，機組狀態(tài)的走向也是基本一致的，如在自動保護系統(tǒng)動作之前有序停堆、降低堆芯功率，從而減少需通過蒸汽發(fā)生器排出的功率，有助于減少從斷裂的傳熱管漏出的反應堆冷卻劑在二次側(cè)汽化，降低對二回路造成重大污染的風險。

但是由于專設安全設施的不同，操縱員在響應方面也有很大不同，這是需要關注的。在更為嚴重的情況下，二次側(cè)卸壓補水策略和一次側(cè)卸壓補水策略是CPRl000核電廠中常用的事故緩解策略［8］

2.3.1 前期降溫手段

國和一號可使用完好的SG 降溫，但當CMT和PRHR同時投入時，PRHR帶走部分熱量，可以減少SG 的蒸汽產(chǎn)量和旁排的蒸汽量。不依賴SG 也可以導出余熱，全廠失電也不會導致放射性泄漏至安全殼。

2.3.2 降壓手段

國和一號在反應堆冷卻劑裝量和RCS 過冷度滿足要求后終止CMT，CMT 啟動會使主泵停運，即使電源正常也需要使用輔助噴淋降壓，必要時可使用ADS 手動卸壓。CPR1000 快速確認安注，水裝量與過冷度滿足要求后，轉(zhuǎn)上充或者停運安注。電源正常的情況下，不需要使用輔助噴淋降壓，優(yōu)先正常噴淋降壓。

使用輔助噴淋降壓時，如果下泄已經(jīng)隔離，無法對輔助噴淋水進行預熱，穩(wěn)壓器噴淋接頭口和噴淋管所承受噴淋水低溫的熱應力較大。在降壓初始階段正常噴淋不可用的情況下，恢復操作將主泵重新啟動，應重新使用正常噴淋方式降壓。

操縱員可使用ADS第1級閥門以可控方式降低RCS 壓力，但其不屬于安全相關功能，應盡量避免頻繁操作，減少閥門失效的可能性。

2.3.3 放射性后果

在CPR1000 機組中，操縱員必須迅速控制安注，避免穩(wěn)壓器安全閥開啟時間過長，同時還要控制好放射性SG 的壓力與水位，防止蒸汽發(fā)生器滿溢，帶水排放。SG 防止?jié)M溢的關鍵在于操縱員干預的效果上。

國和一號非能動的CMT 注入，穩(wěn)壓器液位高2 對CVS 補水隔離，防止一回路壓力額外升高，頂開穩(wěn)壓器安全閥。操縱員通過保護關閉穩(wěn)壓器電加熱器，以及由SG 高水位信號隔離化容控制系統(tǒng)和啟動給水流量，終止破口流量和向大氣的蒸汽釋放。因此，操縱員需要關注SG滿溢保護動作的有效性，防止蒸汽發(fā)生器滿溢，帶水排放。

2.3.4 主泵狀態(tài)差異

在電源未出現(xiàn)問題的情況下，CPR1000主泵繼續(xù)運行，維持強迫循環(huán)，有利于上封頭的冷卻。

在CMT啟動后，國和一號主泵不運行。

主泵停運時，流進壓力容器上封頭的流量很小。在RCS 冷卻過程中，活性區(qū)流體溫度已經(jīng)顯著降低，但上封頭流體溫度仍相對較高。隨著RCS 進一步降壓，上封頭流體可能形成氣泡。上封頭的氣泡進入穩(wěn)壓器，導致穩(wěn)壓器水位迅速升高。穩(wěn)壓器可能在幾分鐘內(nèi)滿溢。因此，操縱員在降壓過程中要注意此風險，關注上封頭溫度，避免穩(wěn)壓器水實體，通過ADS 閥門排出液體。

2.3.5 SG狀態(tài)管理

在CPR1000 中，當3 臺SG 因放射性都被隔離時，如果機組狀態(tài)尚未降溫降壓至正常余熱排出系統(tǒng)投運的狀態(tài)，那么操縱員只能從已經(jīng)被隔離的SG 中重新選擇解除1 個或多個SG，重新通過帶有放射性的SG帶走余熱。

在國和一號中，非能動余熱排出系統(tǒng)作為SG 的后備，沒有必要重新啟用已經(jīng)被隔離的SG。PRHR運行即可保證充分的冷卻。如果不存在完好的SG 且PRHR 也未運行，操縱員將轉(zhuǎn)至FR-H.1 規(guī)程，觸發(fā)ADS 第1～3 級閥門，建立熱阱，RCS降壓，減小并最終終止SG傳熱管泄漏。

2.3.6 停止降壓的區(qū)別

在CPR1000 機組中，當達到一回路和二回路的壓力平衡后，操縱員進行同步降壓、冷卻和后撤。而在國和一號中，操縱員應維持RCS壓力低于破損SG 壓力，使破損SG 回流至RCS。但是，過多的回流可能導致穩(wěn)壓器滿溢，不利于操縱員控制RCS 壓力。因此，RCS 降壓需在穩(wěn)壓器汽空間足夠的條件下進行。當穩(wěn)壓器液位大于59%，或過冷度大于11℃，或RCS 小于破損的SG壓力時，操縱員就停止降壓。

破損的SG 壓力控制是通過RCS 冷卻和清水倒流形式實現(xiàn)的。當RCS 壓力降至破損的SG 壓力以下時，冷卻劑發(fā)生回流，即二次側(cè)向一次側(cè)的回流。破損的SG 蒸汽膨脹降低了壓力，同時，促進了蒸汽與低溫金屬的接觸和冷凝，進一步降低破損SG壓力。

回流通過E-3規(guī)程主冷卻劑環(huán)路中包含的降壓步驟實現(xiàn)。第二種降壓方式是使用破損的SG的排污系統(tǒng)。破損的SG 液體通過排污管線排出，蒸汽體積膨脹，SG 壓力降低。第三種方式是從破損SG釋放蒸汽。破損SG蒸汽釋放至主蒸汽集管或通過大氣釋放閥排出。后兩種方式可能導致再次從一次側(cè)向二次側(cè)泄漏，RCS壓力降低。第一種降壓方式可以避免受污染的蒸汽向環(huán)境的排放。

3 結(jié)語

國和一號為SGTR事故的處理提供了自動保護措施，包括反應堆停堆、非能動余熱排出熱交換器投入、堆芯補水箱注入、關閉穩(wěn)壓器電加熱器、由SG水位高2信號或SG水位高與反應堆停堆信號相符隔離化學容積系統(tǒng)補水和啟動給水系統(tǒng)，這些措施確保不需要操縱員的干預就能依靠非能動安全系統(tǒng)在破損蒸汽發(fā)生器滿溢之前終止破口流量［9］，并將RCS 系統(tǒng)長期保持在穩(wěn)定狀態(tài)下。這些保護系統(tǒng)還可以防止SG發(fā)生滿溢［10］，并將廠外放射性劑量控制在設計基準SGTR事故所允許的范圍內(nèi)。

CPR1000機組對于SGTR 的干預積累了豐富的經(jīng)驗，也培養(yǎng)了大量的運行人才，如果這些運行人員將來從事國和一號機組的運行相關工作，其經(jīng)驗與策略是值得吸收和借鑒的，但是也需要注意國和一號在專設方面的差別，這樣可以使干預更加有效。