SBLOCA叠加高压安注失效事故全范围事故分析

侯华青，沈永刚，崔旭阳，蒋晓华

（中科华核电技术研究院，广东 深圳 518035）

日本福岛核事故引起了全世界对核安全问题的极大关注，核安全已成为核能是否能持续发展的关键因素。目前，我国现有的“二代加”压水堆核电厂的事故分析通常仅分析到可控状态［1］，福岛核电厂事故的发生对核电事故分析提出了更高的要求，即应进行直至安全停堆状态的全范围事故分析。

事故瞬态缓解过程需要经历连续的3个阶段：A 阶段，从事故初始时刻开始直至保护系统首次动作时刻；B阶段，从保护系统首次动作时刻开始直至操纵员首次动作时刻；C 阶段，从操纵员首次动作时刻开始直至达到安全停堆状态。其中对于小破口失水事故（SBLOCA）分析，目前的分析只研究了有高压安注冷却至安全停堆状态，并未研究小破口叠加高压安注丧失［2］。

本文拟针对小破口叠加高压安注丧失事故进行全范围的事故分析，将分析拓展至安全停堆状态，即C 阶段，为进一步优化和改进事故缓解策略提供参考。

反应堆冷却剂系统（RCP）的SBLOCA 叠加高压安注失效会引起一回路冷却剂丧失和反应堆冷却剂系统压力下降。该事故可能导致反应堆冷却剂装量流失，因而可致堆芯过热甚至堆芯裸露的风险。该事故属于超设计基准事故，事故发生后，应通过适当的事故处理使之达到安全状态。

本文所分析的事故是反应堆冷却剂系统管道或与之相连的管线在第一道隔离阀之前，产生了当量直径在9.5～25mm 范围内的不可隔离的破口，并叠加高压安注失效［3］，由于高压安注泵和上充泵共用，因此，在该事故中考虑上充泵不可用。

1 计算程序与模型

1.1 计算程序

CATHARE程序是一种先进的、两流体热工水力学程序，用于压水堆事故工况下热工水力学现实分析。该程序能模拟几乎所有的堆芯降级限于燃料包壳变形、破裂的瞬态。除严重事故外，该程序还能模拟：LOCA，包括主管道双端断裂；所有导致反应堆冷却剂系统两相工况的事故（即质量丧失或能量增加）；管道破裂或系统故障（即给水丧失、蒸汽管道或给水管道破裂或蒸汽发生器传热管破裂）后蒸汽发生器二回路系统的恶劣运行工况及所有可模拟的PWR 系统所导致的事件或事故。

1.2 计算模型

本文采用CATHARE 程序对“二代加”核电厂三环路进行模拟，SBLOCA 发生在稳压器所在环路的冷段，其余两个完好环路相同，本文模拟其中一个环路。采用CATHARE 程序详细模拟燃料组件、压力容器、稳压器、安注箱、主泵、蒸汽发生器、回路管线、主给水系统、应急给水系统、大气旁排系统、安全阀及蒸汽联箱、相关管线等部件。

2 分析方法和假设

2.1 分析方法

采用CATHARE 程序分析该事故进程，在分析过程中采用2.2、2.3、2.4节中的假设及操作员动作按照SOP规程执行。

2.2 主要假设［4］

1）SBLOCA 属于超设计基准类事故，不考虑单一故障准则；

2）假设高压安注不可用，由于上充和高压安注共用高压安注泵，因此在事故进程中，假设上充失效；

3）安注箱可用；

4）2列低压安注系统（LHSI）可用；

5）假设停堆信号触发时刻不叠加LOOP；

6）堆芯衰变热数据采用不考虑1.645σ的A+B+C项数据。

2.3 反应堆保护假设

SBLOCA 事故下，由以下信号和动作提供反应堆保护：1）稳压器低压力信号触发反应堆紧急停堆。2）稳压器低-低压力信号触发安全注射系统动作。3）安注信号触发蒸汽发生器主给水隔离。4）下列任一信号启动辅助给水电动泵：安注信号、蒸汽发生器低-低水位信号（同时正常给水流量低）、主给水（或启动给水）泵停止信号。5）下列任一信号启动辅助给水汽动泵：蒸汽发生器低-低水位信号（同时正常给水流量低）、主冷却剂泵低-低转速信号。

2.4 操纵员动作

假设在第1个保护动作（停堆信号）后30min操纵员开始动作。

依据SOP规程，在发生第1个保护动作之后，操纵员首先执行DOS 规程，根据DOS 规程，一回路操纵员进而执行ECP2 规程和ECPR2规程，同时二回路操纵员执行ECS规程。

发生SBLOCA 后，根据事故进程，一回路操纵员的主要动作包括：关闭一台高压安注泵，并将另一台高压安注泵切换至RCV 上充模式（在该事故中由于叠加高压安注失效，因此在事故进程中，不需此操作），一回路降压、硼化、轴封开启及隔离安注箱等；二回路操纵员的主要动作为根据SOP规程要求，调节大气释放阀冷却一回路，最终把反应堆带到安全停堆状态。

3 典型事件序列

以下所描述的是典型事件序列，即在瞬态期间最可能发生的事件序列，同时也考虑了操纵员动作及安全系统动作。事件序列包括两个阶段：从始发事件到通过自动动作达到可控状态的短期阶段和可控状态至安全停堆状态的长期阶段。

该事故为超设计基准事故，核电厂初始参数采用电厂名义值：反应堆功率为100%、一回路冷却剂平均温度为310 ℃、稳压器压力为15.5 MPa、一回路流量为22 840 m3／h（单环路）、稳压器水位为62.7%、蒸汽发生器窄量程水位为50%。

3.1 从始发事件发生到可控状态

在功率运行状态，反应堆冷却剂系统的破口引起一回路冷却剂丧失。根据初始假设，高压安注及上充不可用，在低压安注投入前，仅靠轴封及安注箱不足以维持一回路水的流量要求，其结果造成反应堆冷却剂系统压力和稳压器水位的急剧下降，并可能引起堆芯过热。

“稳压器（PZR）压力低”信号触发反应堆紧急停堆（RT）。RT 信号会自动触发汽机跳机，同时隔离主给水系统（ARE）。随着汽机跳机，二次侧的压力升高，反应堆冷却剂系统（RCP）的热量通过蒸汽发生器（SG）泄压装置（主蒸汽旁排系统（GCT-c，如果可用）或大气排放系统（GCT-a））排出。辅助给水系统（ASG）向蒸汽发生器提供给水。“稳压器（PZR）压力低-低”信号触发安注（SI）信号。由于高压安注失效，SI信号触发LHSI。

由于轴封流量及安注箱流量注入不足以补偿从破口流出的流体流量，RCP 的水装量持续减少。在此期间，破口流体处于欠饱和状态，并可能达到饱和状态。

随着破损管段空泡份额的增加，破口流量减少。破口流体转变为单相蒸汽状态。当一回路压力持续降低到低压安注流量注入条件（1.8 MPa（a）），且LHSI流量大于破口流量时，RCP冷却剂装量逐渐增加。随后，电厂到达可控状态。可控状态即指通过LHSI和蒸汽发生器的GCT-a的运行实现稳定的余热导出、堆芯次临界及通过LHSI维持并增加一回路冷却剂装量等。ASG 保证蒸汽发生器的给水。

3.2 从可控状态到冷停堆

安全停堆状态的定义为：破口流量被LHSI流量补偿，并且余热排出系统（RRA）与反应堆冷却剂系统（RCP）相连接，实现稳定的余热排出功能。

操纵员需执行以下系列动作：1）RCP 硼化。给RCP充硼，使堆芯一直处于次临界状态直至安全停堆状态。2）RCP 冷却。假设GCT-c不可用，只通过降低GCT-a开启压力整定值使RCP 降温。3）RCP 降压。对于RCP降压，在事故规程中，一旦满足相应的判据，就必须隔离安注箱。由于HHSI及上充不可用，RCP压力很快可降至LHSI注入压力。在一回路压力降至LHSI注入压力过程中，一回路流体过冷度偏低及水装量偏低，根据SOP 规程，需开启轴封并调节到轴封的最大流量（12m3／h）以维持一回路水装量及保持过冷度。

一回路压力最后维持在低压安注注入压力1.8 MPa（a）附近，由于一回路降温较慢，需通过二回路GCT-a持续带走堆芯衰变热并降低一回路温度至177 ℃以下，并维持一回路过冷度大于20 ℃，降温降压直至达到RRA接入条件。

LHSI、轴封从换料水箱（PTR 水箱）取水，当PTR 水箱水位到达水位低-低定值时，LHSI自动切换至从地坑取水。

4 分析结果与结论

4.1 操纵员动作

根据DOS 规程，一回路操纵员首先进入ECP2规程的“TCS without HHSI tough oper-ation”操作阶段。本阶段的主要目的是降低一回路温度，保持一回路过冷度及控制一回路稳压器水位。停堆后30min操纵员开始干预，在该时刻一回路过冷度低于20℃，根据规程开启二回路GCT-a，调节其对一回路冷却剂的降温速度为56 ℃／h。在一回路降温过程中，为维持一回路水装量及过冷度，轴封流量调节至最大值12m3／h。

同时，二回路操纵员执行ECS规程，通过GCT-a对一回路冷却剂进行冷却。一回路压力降到1.8 MPa（a），低压安注投入，此时一回路水装量较少，低压安注流量大于破口泄漏流量，一回路水装量逐渐增加直至稳压器恢复到一定的水装量。低压安注流量较大，一回路压力稳定在1.8 MPa（a）附近。继续通过二回路GCT-a对一回路冷却剂以56 ℃／h 的速度降温，当 一 回 路 过 冷 度Δtsat＞20 ℃且tRIC＜177 ℃时，即满足进入ECPR2规程的条件，此时ASG 耗水量为352.65m3，PTR 水箱耗水量199.50m3，均小于其可用水装量。

4.2 分析结果

图1为发生SBLOCA 后一、二回路的压力变化，图2为一回路冷却剂温度随时间的变化。由图1可见，一回路管线发生SBLOCA 后，一回路压力急速下降，二回路由于汽轮机脱扣，其压力急速上升到 GCT-a 开启的整定值8.6 MPa，二回路通过GCT-a 向大气释放蒸汽。由于安注启动及二回路导热能力不足，一回路及二回路压力在GCT-a动作到操纵员开始干预这段时间内维持在较稳定的状态。事故后30min，操纵员开始对事故进程进行干预，关闭一回路高压安注，根据一回路过冷度调节GCT-a流量来降低一回路温度，一回路及二回路压力同步降低至一回路压力小于2.8 MPa，若一回路温度满足小于177 ℃（图2），则满足接入RRA，即认为该事故达到安全停堆状态。

图1 一、二回路压力Fig.1 Pressure for primary and second loop

图2 一回路冷却剂温度Fig.2 Coolant temperature of primary loop

图3为一回路破口泄漏流量。破口流量随一回路的压力、水装量及过冷度而变化。事故初期，由于一回路压力逐渐降低，破口流量慢慢变小。事故后期，由于一回路过冷度逐渐升高，破口流量略有升高。图4为一回路注入流量。进入操纵员干预规程后，高压安注隔离，当一回路压力降到低压安注注入压力1.8MPa（a）后，低压安注开始注入。随后，一回路压力在低压安注注入压力1.8 MPa（a）附近震荡导致低压安注时有时无。

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

4.3 结论

1）发生小破口失水事故叠加高压安注失效后，对于现有“二代加”核电厂安全级事故缓解配置设计，通过操纵员干预行动可将反应堆后撤带入到安全停堆状态（RRA 接入）。

2）整个事故分析过程中，现有的ASG 和PTR 水箱设计水装量能满足要求。

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

3）事故进程中，由于高压安注和上充不可用，在低压安注投入前仅靠轴封及安注箱流量不足以维持一回路水装量及Δtsat。

4）由于该事故为小破口叠加高压安注失效，高压安注与上充共用高压安注泵，因此上充在事故进程中不可用，在低压安注投入前，堆芯有裸露的风险，建议提高轴封最大流量。

5）GCT-a总体上是安全级设计，从控制阀到消音器的管线包括消音器本身是非安全级的，但该部分并不影响整个GCT-a实现其安全级功能。

［1］ 博金海，王飞.小破口失水事故研究综述［J］.核科学与工程，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］ 郑利民，申森.ACR-700核电厂小破口失水事故分析［J］.核动力工程，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）.

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［4］ 杨江，田文喜，苏光辉，等.AP1000 冷管道失水事故分析［J］.原子能科学技术，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）.