三里岛事故工况下的CNP600机组应对方案

常友

摘 要：该文根据三里岛事故，针对CNP600机组的蒸汽发生器给水完全丧失事故做了一些分析，讨论了秦山二厂1，2号机组应对失水事故的规程和规程中的重要操作。通过模拟机模拟了失水事故时错误操作导致的严重后果，从而论证了“供水—排出模式”对于CNP600机组的蒸汽发生器给水完全丧失事故的重要性。

关键词：三里岛事故 应对方案 核电厂运行

中图分类号：TV32 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）01（a）-0076-02

2011年3月11日日本福岛的核事故，给我国快速发展的核电事业再次敲响了警钟，从第一座核电站建成至今，发生过3次严重的核电事故：切尔诺贝利核事故、福岛核事故、三里岛核事故。其中，三里岛核电站的堆型设计和运行方式与我国秦山二厂1，2号机组的CNP600堆型设计和运行方式最为接近，而且三里岛事故的初始事件发生几率较高，所以分析三里岛事故对于应对CNP600机组的蒸汽发生器给水完全丧失事故最具有借鉴意义。

1 CNP600机组蒸汽发生器给水完全丧失事故分析

1.1 事故后果

根据秦山二厂1，2号机组的反应堆设计参数和事故解释规程得知：蒸汽发生器完全失水后若操作员不采取行动，一回路冷却剂的变化如下：

反应堆处于额定功率，完全丧失ARE和ASG，在SG全丧失给水后17 s触发反应堆紧急停堆。首先，反应堆的剩余功率由蒸汽发生器内的剩余给水带走。蒸汽发生器中水位不断下降，1 580 s蒸汽发生器烧干。此后只有靠一回路冷却剂吸收剩余功率，冷却剂温度开始上升。一回路压力也开始出现上升，这种上升趋势最终由稳压器释放阀的开启所限制。反应堆冷却剂不断减少，直到堆芯排空、开始熔化。

1.2 事故规程的操作

1.2.1 减少一回路热源

如果反应堆初始处于中间停堆状态和低温状态（

如果反应堆初始处于更高的状态，则SG很快会被烧干，于是应该立刻停运主泵和稳压器电加热器。因为这样使需要带走的功率减少了至少8 MW，同时由于主泵的停运，没有了主泵的搅浑作用，引起一回路冷却剂温度分层，这样更有利于向“供水—排出模式”过渡。

1.2.2 进入“供水—排出模式”

主泵停运后，一回路的热源减少，这时就有时间对ASG的流量进行判断。必须测量ASG流量，以辨别ASG流量是否比最小测量误差（精度+零漂：10 m3/h/SG）小。如果测量结果是肯定的，直接启动安注；如果是否定的，也许ASG有足够的流量，则由测量RIC温度来确定。

（1）NSSS进入“供水—溢出模式”。

如果ASG的总流量小于20 m3/h，则NSSS进入“供水—溢出模式”。

进入“供水—溢出模式”后，直接启动2列安注。预期安注启动为ASG泵的恢复提供了一段附加的延迟时间。注入一回路冷却剂的水（约50 m3/h）升温吸收了大约18 MW，约为30 min时最大余热的一半。稳压器满水后第一个SEBIM安全阀履行溢流功能，限制其压力。这就是“供水—溢出模式”。根据设计要求，每个安全阀在设计压力17.2 MPa时的流量为170 T/h，一个安全阀动作可以保证一回路的压力低于16.6 MPa。

（2）NSSS进入“供水—排出模式”。

①安注启动以后，如果堆芯温度Tric>330 ℃则手动打开稳压器3条泄压管线进入“供水—排出模式”；如果安注的持续时间大于30 min，不论Tric如何，都转入“供水—排出模式”。

②如果ASG的总流量大于20 m3/h，但是堆芯温度Tric已经大于330 ℃，则直接进入“供水—排出模式”，即手动启动2列安注，并打开稳压器3条泄压管线。

1.2.3 用RRA系统将反应堆冷却到后备状态

进入“供水—排出模式”后，只要SG不能恢复可用，就必须保持这种堆芯冷却方式，直到RRA系统满足投运条件，用RRA系统将反应堆冷却到Tric<70 ℃的后备状态。

RRA系统投入之后，即以最大冷却速度56 ℃/h冷却堆芯，将反应堆后撤到冷停堆。RRA系统投运后，就可以停运安注，隔离稳压器排放管线，转入正常的上充下泄模式。

2 对于进入“供水—排出模式”必要性的探讨

通过对比三里岛事故事件序列和秦山二厂1，2号机组H2规程的处理过程，我们可以发现，在SG给水完全丧失且无法恢复的情况下，及时启动SI的重要性。但是启动安注后，由于稳压器安全阀在压力超过定值时会自动开启，而压力降低时会自动关闭，从而保证了一回路的压力在16.0～16.6 MPa，从而限制了注入一回路的SI量。通过秦山二厂2号模拟机的模拟，我们模拟了在SG完全丧失给水时，处于“供水—溢出模式”的堆芯参数的变化情况。

秦山二厂2号模拟机SG完全喪失给水时的动作序列如下：

初始工况：100%FP 运行。

0：00：00 反应堆因为SG水位低低停堆、汽机跳闸、SG水位低低且给水流量低触发，触发ASG电动泵和汽动泵同时启动，并且调节阀全开。

——此时辅助给水手动隔离阀ASG031VD和ASG032VD不明原因关闭，且无法打开，进入2台SG的给水流量为0。

——停堆后，堆芯温度下降，稳压器压力不断下降。

——操纵员执行DEC规程。

0：00：25 停堆后主给水隔离。

0：02：30 操纵员根据H2规程，手动停运RCP主泵。

——堆芯以自然循环冷却，冷却流量由23 000 T/h下降到700 T/h。

0：05：55操纵员根据H2规程，手动启动SI。

——第二台高压安注泵启动，2台高压安注泵以安注模式向堆芯注入含硼水，每台安注泵的流量为40 m3/h。

——2台低压安注泵启动，从PTR001BA吸水，为高压安注泵提供吸入压头。

——安注启动后，稳压器压力开始上涨，直到第一组安全阀动作（16.6 MPa）。

安全阀动作开启后，稳压器压力降低到16.0 MPa，安全阀关闭，压力开始上涨，到达16.6 MPa开启，如此周而复始。一回路压力稳定在16.0～16.6 MPa。一回路进入“充水—溢出模式”。堆芯温度在经过短暂下降后，开始逐渐升高。

01：40 堆芯最高温度达到330 ℃。

——饱和裕度逐渐降低。

——压力容器水位不断下降。

01：50 安全壳喷淋自动启动。

02：35 堆芯最高温度达到350 ℃。

——饱和裕度为0。

——堆芯水位下降到10.4 m。

02：55 自然循环流量中断。

——环路中有大量气泡。

03：37 手动开启稳压器安全阀和隔离阀。

——堆芯水位快速下降到4.06 m。

——一回路压力迅速降低。

——HHSI流量迅速升高，每台SI泵的流量达到70 T/h。

——随着SI流量的上升，堆芯水位逐渐升高到4.75 m。

——堆芯温度逐渐下降。

3 结语

从模拟机的事故发展过程中可以看出，处于“供水—溢出模式”时，由于堆芯压力较高，2台HHSI的总流量只有80 T/h，无法带走堆芯余热。堆芯温度在停堆初期，稍微下降一段时间后，不断升高直到达到饱和温度350 ℃，堆芯沸腾。在堆芯沸腾后，由于堆芯有气泡的存在，阻碍了进入堆芯的SI流量。即使一回路壓力在安全阀开启后下降到3 MPa，HHSI也无法达到最大流量160 T/h，影响了堆芯水位的恢复。因此，及早地开始稳压器安全阀，进入“供水—排出模式”，保证SI流量，这对于堆芯冷却是非常重要的。而三里岛事故中，在泄压阀打开的情况下，操纵员不但没有发现，反而为了控制稳压器水位减小SI流量，最终导致堆芯冷却能力不足，堆芯熔化。所以根据H2规程，秦山二厂1，2号机组在发生SG完全丧失给水事故时，在确定SG给水无法恢复后，要尽早进入“供水—排出模式”，以最大的SI流量注入堆芯。直到SG的给水恢复，SG恢复可用，且参数满足后，才可以限制SI流量，停运一台HHSI泵转入上充模式。

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