喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對措施分析

侯麗強，張 明，李 峰，劉一澤，羅 煒，劉兆東，黎春梅，鄭洪濤

喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對措施分析

侯麗強，張 明，李 峰，劉一澤，羅 煒，劉兆東，黎春梅，鄭洪濤

（中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，四川 成都 610213）

為研究喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對措施，建立了某先進壓水堆的一體化計算模型，針對喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，分析了不同應對措施的緩解效果。結果表明，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵可以成功運行，則堆芯熱量可以被有效排出，一回路壓力、溫度、水位將維持在相對穩(wěn)定的狀態(tài)；若非能動余熱排出系統(tǒng)投入成功，則堆芯熱量同樣可以被有效排出，一回路壓力、溫度呈現(xiàn)逐漸下降的變化趨勢，堆芯則始終處于淹沒狀態(tài)；若汽動輔助給水泵運行失效且非能動余熱排出系統(tǒng)投入失敗，一回路壓力、溫度將會上升，而堆芯則會發(fā)生裸露，面臨熔毀風險。此外，研究結果也表明，在不同應對措施組合下，喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故的應對時間是不同的?？梢詾橄冗M壓水堆優(yōu)化改進關鍵技術研究提供支持。

喪失交流電源；喪失最終熱阱；先進壓水堆；應對措施

福島核事故表明極端外部事件能夠導致機組長期喪失交流電源和喪失最終熱阱，造成堆芯冷卻喪失，并對安全殼完整性產(chǎn)生重大威脅[1]。

福島核事故后，美國NRC針對長期喪失交流電源和喪失最終熱阱事故的應對措施提出了相關要求，美國核工業(yè)界為應對NRC要求提出了靈活多樣性應對策略，通過廠內(nèi)固定設備、移動設備以及廠外資源的綜合使用，提高廠址內(nèi)多機組同時發(fā)生長期喪失交流電源和喪失最終熱阱等極端事故的縱深防御能力。福島核事故后，為了進一步提高我國核電廠的核安全水平，國家核安全局依據(jù)檢查結果對各核電廠提出了改進要求。為了規(guī)范各核電廠共性的改進行動，國家核安全局組織編制了《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》，其中，與長期喪失交流電源和喪失最終熱阱事故相關的要求有：增強超設計基準工況下實現(xiàn)堆芯冷卻的應急補水能力，增設移動泵、移動電源、注水管線及相匹配的接口，并完善廠區(qū)內(nèi)各種水源在事故工況下的使用程序等。

針對喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，某先進壓水堆考慮了以下設計：

（1）設置汽動輔助給水泵，汽動輔助給水泵從主蒸汽隔離閥上游主蒸汽管道供汽，泵的取水均來自輔助給水箱，輔助給水箱的容量可以滿足事故后至少8h的供水，在本文的分析中保守考慮汽動輔助給水泵連續(xù)運行6h后失效；

（2）設置二次側非能動余熱排出系統(tǒng)（PRS），在發(fā)生全廠斷電事故且輔助給水系統(tǒng)汽動泵系列失效工況下投入運行，通過蒸汽發(fā)生器導出堆芯余熱及反應堆冷卻劑系統(tǒng)各設備的儲熱，每臺機組專設有兩組獨立的72 h直流電源系統(tǒng)，為非能動系統(tǒng)相關的閥門、儀表和控制系統(tǒng)供電，其蓄電池設計成能夠向所需的負荷持續(xù)供電72小時，因此在本文中考慮二次側非能動余熱排出系統(tǒng)連續(xù)運行72 h后失效。

本文將針對喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，分析上述不同應對措施的緩解效果[2-4]，為先進壓水堆優(yōu)化改進關鍵技術研究提供支持。

1　分析模型

RELAP5是一種整體化的、運行相對較快的程序，考慮了反應堆冷卻劑系統(tǒng)的熱工水力響應，可用于模擬壓水堆核電廠的事故進程[5]。

本文基于RELAP 5程序，建立了某先進壓水堆的一體化計算模型[6]，其節(jié)點圖如圖1所示。該壓水堆模型包含A、B、C三個環(huán)路，其中，A環(huán)路上包含一臺蒸汽發(fā)生器，一臺穩(wěn)壓器，一臺主泵，一臺安注箱，B、C環(huán)路上各包含一臺蒸汽發(fā)生器，一臺主泵，一臺安注箱，其余相關的管道與閥門見圖1所示。

該壓水堆的壓力容器部分主要包含下降段、下腔室、堆芯、上腔室這幾個部分。

由于本文針對喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故的應對措施進行分析，當喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故發(fā)生后，壓水堆所配有的高壓安注系統(tǒng)，低壓安注系統(tǒng)等能動系統(tǒng)將不可用，因此，在建模過程中并未考慮這些系統(tǒng)。

圖1　壓水堆節(jié)點圖

2　計算工況

為了對喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對措施進行分析，本文設置了如表1所示的計算工況：

工況A：喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故發(fā)生后，汽動輔助給水泵投入失敗，PRS投入失??；

工況B：喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故發(fā)生后，汽動輔助給水泵運行6 h后失效，PRS投入失?。?/p>

工況C：喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故發(fā)生后，汽動輔助給水泵投入失敗，PRS運行72 h后失效；

工況D：喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故發(fā)生后，汽動輔助給水泵運行6 h后失效，PRS投入成功。

表1　計算工況

3　主要假設

（1）初始條件

1）初始運行功率為額定滿功率；

2）初始反應堆冷卻劑溫度為額定值；

3）初始穩(wěn)壓器壓力為額定值。

（2）始發(fā)事件和功能假設

1）0 min時刻，發(fā)生喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，所有電動泵停運；

2）0 min時刻，主給水泵惰轉，為保守地考慮蒸汽發(fā)生器水裝量喪失，假設0 min時刻主給水完全喪失；

3）主泵轉速低低定值達到后，控制棒下插，反應堆緊急停堆；

4）控制棒開始下插后，主汽輪機進汽閥關閉；

5）穩(wěn)壓器安全閥、蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥可用。

4　限制準則

本文分析中取堆芯完好限制準則為：燃料元件包殼峰值溫度不高于1 204 ℃。

5　結果分析

5.1　工況A

工況A的事件序列如表2所示，主要參數(shù)變化趨勢如圖2～圖5所示。

功率運行工況下0 min時刻發(fā)生喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，當主泵轉速低低定值達到后，控制棒下插，反應堆緊急停堆，主汽輪機進汽閥關閉。由于汽動輔助給水泵失效，同時PRS投入失敗，蒸汽發(fā)生器二次側壓力不斷升高，當達到蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥開啟整定值時，蒸汽發(fā)生器二次側水裝量通過大氣釋放閥不斷流失，事故后48 min時，蒸汽發(fā)生器二次側干涸。與此同時，隨著蒸汽發(fā)生器二次側帶熱能力惡化，堆芯熱量無法有效排出，從而導致一回路壓力迅速上升，一回路壓力在穩(wěn)壓器安全閥卸壓作用下保持在其開啟值附近。隨著一回路冷卻劑通過安全閥不斷流失，在事故后89 min時，堆芯發(fā)生裸露。由于一回路水裝量得不到補充，堆芯傳熱進一步惡化，在事故后103 min時，堆芯出口溫度達到650 ℃，在事故后113 min時，燃料包殼峰值溫度達到1 204 ℃，堆芯面臨熔毀風險。

表2　工況A事件序列

圖2　工況A一回路壓力

圖3　工況A反應堆壓力容器坍塌水位

圖4　工況A燃料包殼峰值溫度

圖5　工況A 蒸汽發(fā)生器二次側坍塌水位

可以看出，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵失效，同時PRS投入失敗，在無其他緩解措施的情況下，在事故后約2 h，堆芯將面臨熔毀風險。

5.2　工況B

工況B的事件序列如表3所示，主要參數(shù)變化趨勢如圖6～圖9所示。

功率運行工況下0 h時刻發(fā)生喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，當主泵轉速低低定值達到后，控制棒下插，反應堆緊急停堆，主汽輪機進汽閥關閉，汽動輔助給水泵投入運行。在汽動輔助給水泵成功運行的6 h內(nèi)，一回路熱量通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥被有效排出，一回路壓力、溫度、水位都維持在相對穩(wěn)定的狀態(tài)。

假設在事故后6 h時汽動輔助給水泵運行失效，由于PRS投入失敗，蒸汽發(fā)生器二次側水裝量通過大氣釋放閥不斷流失，事故后9.4 h時，蒸汽發(fā)生器二次側干涸。與此同時，隨著蒸汽發(fā)生器二次側帶熱能力惡化，堆芯熱量無法有效排出，從而導致一回路壓力迅速上升，一回路壓力在穩(wěn)壓器安全閥卸壓作用下保持在其開啟值附近。隨著一回路冷卻劑通過安全閥不斷流失，在事故后10.8 h時，堆芯發(fā)生裸露。由于一回路水裝量得不到補充，堆芯傳熱進一步惡化，在事故后11.2 h時，堆芯出口溫度達到650 ℃，在事故后11.5 h時，燃料包殼峰值溫度達到1 204 ℃，堆芯面臨熔毀風險。

表3　工況B事件序列

圖6　工況B一回路壓力

圖7　工況B反應堆壓力容器坍塌水位

圖8　工況B燃料包殼峰值溫度

圖9　工況B 蒸汽發(fā)生器二次側坍塌水位

可以看出，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵可以成功運行，則一回路熱量將通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥被有效排出；若汽動輔助給水泵運行失效，且同時PRS投入失敗，在無其他緩解措施的情況下，堆芯將面臨高壓熔毀風險，不過與工況A相比，隨著堆芯衰變熱的下降及汽動輔助給水泵的前期投入，工況B堆芯熔毀時刻將得到延遲。

5.3　工況C

工況C的事件序列如表4所示，主要參數(shù)變化趨勢如圖10～圖17所示。

表4　工況C事件序列

圖10　工況C一回路壓力（0～72 h）

圖11　工況C反應堆壓力容器坍塌水位（0～72 h）

圖12　工況C燃料包殼峰值溫度（0～72 h）

圖13 工況C 蒸汽發(fā)生器二次側坍塌水位（0～72 h）

圖14　工況C一回路壓力（72～96 h）

圖15　工況C反應堆壓力容器坍塌水位（72～96 h）

功率運行工況下0 h時刻發(fā)生喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，當主泵轉速低低定值達到后，控制棒下插，反應堆緊急停堆，主汽輪機進汽閥關閉，汽動輔助給水泵投入失敗，延遲60 s后PRS啟動閥打開。PRS投入后，一回路熱量通過PRS被有效導出，一回路壓力、溫度呈現(xiàn)逐漸下降的變化趨勢，堆芯則始終處于淹沒狀態(tài)；當PRS投入后，蒸汽發(fā)生器二次側壓力呈現(xiàn)出逐漸下降的變化趨勢。

假設在事故后72 h時PRS運行失效，蒸汽發(fā)生器二次側壓力不斷升高，當達到蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥開啟整定值時，蒸汽發(fā)生器二次側水裝量通過大氣釋放閥不斷流失，事故后88.9 h時，蒸汽發(fā)生器二次側干涸。與此同時，隨著蒸汽發(fā)生器二次側帶熱能力惡化，堆芯熱量無法有效排出，從而導致一回路壓力迅速上升，一回路壓力在穩(wěn)壓器安全閥卸壓作用下保持在其開啟值附近。隨著一回路冷卻劑通過安全閥不斷流失，在事故后91.8 h時，堆芯發(fā)生裸露。由于一回路水裝量得不到補充，堆芯傳熱進一步惡化，在事故后92.8 h時，堆芯出口溫度達到650 ℃，在事故后93.7 h時，燃料包殼峰值溫度達到1 204 ℃，堆芯面臨熔毀風險。

圖16　工況C燃料包殼峰值溫度（72～96 h）

圖17　工況C 蒸汽發(fā)生器二次側坍塌水位（72～96 h）

可以看出，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵投入失敗，PRS可以成功運行，則一回路熱量將通過PRS被有效導出；若PRS運行失效，在無其他緩解措施的情況下，堆芯將面臨熔毀風險，不過與工況A相比，隨著堆芯衰變熱的下降及PRS的前期投入，工況C堆芯熔毀時刻將得到延遲。

5.4　工況D

工況D的事件序列如表5所示，主要參數(shù)變化趨勢如圖18～圖21所示。

表5　工況D事件序列

圖18　工況D一回路壓力

功率運行工況下0 h時刻發(fā)生喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故，當主泵轉速低低定值達到后，控制棒下插，反應堆緊急停堆，主汽輪機進汽閥關閉，汽動輔助給水泵投入運行。在汽動輔助給水泵成功運行的6 h內(nèi)，一回路熱量通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥被有效排出，一回路壓力、溫度、水位都維持在相對穩(wěn)定的狀態(tài)。

圖19　工況D反應堆壓力容器坍塌水位

圖20 工況D燃料包殼峰值溫度

圖21　工況D 蒸汽發(fā)生器二次側坍塌水位

假設事故后6 h時汽動輔助給水泵運行失效，延遲60 s后PRS啟動閥打開。PRS投入后，一回路熱量通過PRS被有效導出，一回路壓力、溫度呈現(xiàn)逐漸下降的變化趨勢，堆芯則始終處于淹沒狀態(tài)；當PRS投入后，蒸汽發(fā)生器二次側壓力也呈現(xiàn)出逐漸下降的變化趨勢。

可以看出，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵可以成功運行，則一回路熱量將通過蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥被有效排出；若汽動輔助給水泵運行失效，但PRS投入成功，則一回路熱量將通過PRS被有效導出。

6　結論

研究結果表明，在喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故下，若汽動輔助給水泵可以成功運行，則堆芯熱量可以被有效排出，一回路壓力、溫度、水位將維持在相對穩(wěn)定的狀態(tài)；若非能動余熱排出系統(tǒng)投入成功，則堆芯熱量同樣可以被有效排出，一回路壓力、溫度呈現(xiàn)逐漸下降的變化趨勢，堆芯則始終處于淹沒狀態(tài)；若汽動輔助給水泵運行失效且非能動余熱排出系統(tǒng)投入失敗，一回路壓力、溫度將會上升，而堆芯則會發(fā)生裸露，面臨熔毀風險。

研究結果也表明，在不同應對措施組合下，喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故的應對時間是不同的，如果喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對措施實施得當，電廠可以有較長的喪失交流電源疊加喪失最終熱阱事故應對時間；如果電源恢復時間已超出了電廠的應對能力，或者某一安全功能喪失并且未及時恢復，將發(fā)生堆芯熔化，事故演變成嚴重事故。

本文的研究可以為先進壓水堆優(yōu)化改進關鍵技術研究提供支持。

致謝

感謝中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室對本研究的支持。

［1］ Yinnan Cai. Multiunit nuclear power plant accident scenariosand improvements including those based upon interviews with TEPCO engineers concerning the 2011 Fukushima accidents［J］．Nuclear Engineering and Design，2020，365：110707.

［2］ 裴亮．核電廠全部喪失熱阱事故風險分析及其緩解措施研究［J］．核動力工程，2018，39（06）：74-78.

［3］ 陳巧艷．百萬千瓦級核電廠超設計基準事故對策分析［J］．核動力工程，2017，38（03）：154-157.

［4］ Z Tabadar. Probabilistic safety assessment of portable equipment applied in VVER-1000/V446 nuclear reactor during loss of ultimate heat sink accident for stress test program development［J］．Progress in Nuclear Energy，2019，117：103101.

［5］ 張曉華．RELAP程序用于PRS分析的適用性研究［J］．核動力工程，2019，40（06）：189-193.

［6］ 李峰．華龍一號二次側非能動余熱排出系統(tǒng)功能論證［J］．核動力工程，2019，40（S1）：28-31.

Analysis on Countermeasures for the Accident of Loss of AC Power Plus Loss of Ultimate Heat Sink

HOU Liqiang，ZHANG Ming，LI Feng，LIU Yize，LUO Wei，LIU Zhaodong，LI Chunmei，ZHENG Hongtao

（Science and Technology on Reactor System Design Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610213，China）

In order to analyze the countermeasures for the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, the integrated model of an advanced PWR has been built. As to the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, the mitigation effect of different countermeasures has been analyzed. The results show that in the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, if the steam-driven auxiliary feed water pump works, the heat can be removed effectively and the pressure, temperature and water level of the primary coolant system (PCS) will remain stable. If the passive residual heat removal system (PRS) works, the heat can be removed effectively, the pressure and temperature of the PCS will descend and the core will be covered all the time. If both the steam-driven auxiliary feed water pump and the PRS fail, the pressure and temperature of the PCS will rise and the core will be uncovered, which may lead to the damage of the core. The results also show that the time available for answering the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink is different in the cases of different countermeasures. This study can offer technical support for improving the key technique of advanced PWR.

Loss of AC power; Loss of ultimate heat sink; Advanced PWR; Countermeasures

TM623

A

0258-0918（2021）06-1251-09

2020-10-18

侯麗強（1989—），山西呂梁人，工程師，碩士，現(xiàn)從事反應堆熱工水力與安全分析方面研究