秦山核电厂全厂失电事故序列分析

王鸡换 江琴佳

（1.中核核电运行管理有限公司，浙江 嘉兴 314300；2.万纳神核控股集团有限公司，浙江 嘉兴 314300）

0　前言

日本福岛核事故使丧失全部交流电源成为了一个焦点课题。一旦发生SBO，会引发轴封等泄漏，这些泄漏会主系统水装量丧失，严重时会导致堆芯熔化。本文将对全厂失电叠加轴封破口事故进行分析，分二次热阱完好和丧失两种情况，列出事故序列，为操纵员事故预判提供支持。

1　秦山核电厂发生SBO事故的概率分析

1.1　丧失厂外电概率

秦山核电厂 320WMe机组，考虑到降雪量（H1）、龙卷风（H2）、暴风雨（H3）、飓风（H4）、盐雾（C）及出线的设计（B）等方面因素，计算出严重气候导致失去厂外电源的概率（F1）为：

1.2　应急柴油发电机组失效概率

320WMe机组的厂内应急电源由三台应急柴油发电机提供，平时维持两台热备用。根据秦山核电1993年到2005年的数据进行分析，得出320WMe机组的应急柴油发电机组的平均可靠性为：

F2=0.95

1.3　全厂失电概率

不考虑地震、海啸，仅考虑严重自然灾害而导致丧失全部厂外电，同时叠加应急柴油发电机组启动失败，引发全厂失电的概率为：

2　发生SBO事故后主系统参数变化分析 （二次热阱完好）

2.1　主系统泄漏情况分析

核电厂发生SBO事故后，反应堆停堆，主泵停运，堆芯的功率主要为剩余衰变热。

由于失去强迫循环，堆芯热量导出只能靠自然循环。在二次侧热阱正常的情况下，主系统自然循环流量为6.7%的正常流量，大概能带出满功率热量的3.5%。而衰变热仅为满功率时的3%，自然循环完全有能力带走堆芯热量。

图1　归一化功率Fig.1 Normalized powe r

图2　主泵轴封泄漏和下泄积分流量Fig.2 Integral flow of reactor coolant pum p seal water leakage and letdown

据上所述，SBO事故后要保证堆芯安全，关键还是要保证一回路的自然循环、水装量和二次侧热阱。但鉴于此时上充泵和设冷泵停运，导致轴封注水和设冷水同时丧失，主泵轴密封直接与高温高压的反应堆冷却剂接触，将在15分钟后损坏，冷却剂从轴封损坏处泄漏，形成LOCA。如果下泄管线没有隔离，下泄泄漏也会减少冷却剂装量。随着冷却剂的持续泄漏，一回路系统自然循环将中止。

为了估算主泵轴封的泄漏，采用以下假设：

（1）事故发生后两台主泵轴封立刻失效；

（2）假设初始破口流量约为 48kg/s（两台泵），这个流量是主泵轴封失效后可能的最大流量；

（3）假设事故发生后，下泄通道没有隔离，反应堆冷却剂系统仍有冷却剂从下泄孔板处泄漏。

根据以上假设，模拟出的主泵轴封泄漏和下泄积分流量SBO发生1个小时后，总流失的冷却剂约为73t（为主系统水装量的 50%）。

2.2　主系统参数变化分析

由于主系统平均温度下降，稳压器电加热器失电和轴封、下泄的泄漏，稳压器压力开始下降。随着压力下降，轴封和下泄泄漏开始减少。随后堆芯对一回路的加热作用，遏制了稳压器压力的下降，并最终稳定在主系统饱和温度（285℃）所对应的饱和压力上，大概为7MPa。

SBO发生的前期，稳压器压力高于主系统饱和压力，堆芯没有气泡产生。在主系统压力降到饱和压力后，堆芯开始有气泡产生，上封头有蒸汽堆积。在一小时内，由于堆芯一直处于被淹没状态，主系统热量由蒸发器排汽导出，所以燃料包壳的表面最高温度基本与主系统平均温度接近，没有上升和恶化的趋势。

在最为保守的工况中，1个小时内堆芯燃料组件产生的衰变热能被堆芯中水汽两相流带出，燃料棒包壳温度仍保持在很低的温度下，堆芯能够得到有效的冷却。因此，SBO发生1个小时内堆芯是安全的。实际上，即使发生SBO事故，主泵的密封不可能立刻失效，失效后出现大的破口流量的概率也是很低的。另外，操纵员可以根据应急操作规程，依靠蒸汽系统对主冷却剂系统进行快速降温也能有效地缓解主系统水装量丧失。

3　发生SBO事故后系统参数变化分析 （二次热阱失效）

本次假设的SBO事故为：丧失了所有交流电，同时辅助给水不可用，并假设事故后2分钟，主泵轴封完整性受到破坏产生破口。

由于主泵轴封和下泄未隔离的泄漏，主系统水装量快速减少，大概在半小时内稳压器排空，并在一小时左右压力容器水位也开始下降。

由于没有辅助给水,蒸发器大约在一小时后被蒸干。SG被蒸干后，一回路热量通过向轴封破口等处排放蒸汽来释放衰变热量。大约一小时半后堆芯开始裸露。由于轴封破口排放的蒸汽不足以带走堆芯的衰变热，造成主系统压力持续升高，并达到稳压器卸压阀开启定值。通过稳压器卸压阀和轴封破口的泄漏，堆芯的水位进一步下降，大概两小时后堆芯完全裸露。

堆芯裸露后传热进一步恶化,辐射换热成为主要的传热方式，燃料包壳表面的最大温度达到1 500K,锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应,产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升。

波动管在炽热蒸汽的作用下会发生蠕变破裂，一回路压力急剧下降,避免了高压熔堆。一回路压力下降后，安注箱从堆芯入口处注入大量的冷却水，压力容

器内水位上升到堆芯顶部以上。随着安注箱的排空和冷却剂的蒸发流失，压力容器水位再次快速下降，堆芯完全裸露。由于锆水反应产生出大量的氧化热，导致安全注射并不能冷却正在熔化的堆芯，最终堆芯会坍塌至下腔室并熔穿下封头。约一周左右时安全壳超压失效，向环境急剧释放放射性裂变产物。随后随着安全壳内压力降低，转入后期释放，且释放速度越来越慢。

4　缓解措施分析

对于小破口事故，尽早向蒸发器注水能够有效控制主系统压力并带走衰变热，能减少主系统水装量的损失，从而缓解事故。

一回路尽早启动降压也能有效的缓解事故，但前提条件是能通过蒸发器控制主系统温度，避免因为快速降压而导致堆芯沸腾。

降低主系统压力后及时投入安注箱，确保安注箱的浓硼酸注入堆芯。四个安注箱有80M3的水容积，能补充主系统在15MPa压力下一小时的最大泄漏量。

5　结论

要尽早投入SBO轴封注水泵。发生SBO事故后，在轴封损坏前投入轴封注水泵（15分钟之内），不但能防止主泵轴封损坏形成LOCA，并能补偿下泄的部分泄漏维持主系统水装量。

事故过程中必须尽可能节省蓄电池的电量，目前秦山320MWe机组蓄电池的供电能力为一小时，如果操纵员切除二回路负荷，蓄电池的供电能力也大概仅为一小时二十分钟左右。操纵员要及时切除不必要的负荷。发生SBO事故后，重要的仪表控制信号的电力均来自于蓄电池，一旦蓄电池电力耗尽，将无法监视和控制系统状态，后续的干预、处理及事故应急就没有依据。

厂内或厂外电力恢复后，操纵员应第一时间启动安全注射，恢复主系统水装量，淹没堆芯。

【参考文献】

［1］张往锁.辅助给水系统对缓解全厂断电事故能力研究［J］.原 子 能 科 学 技 术 ，2012，46(5)：565-569.

［2］樊申.秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析[J].原子能科学技术，2006，40(6)：698-702.

［3］季松涛.秦山核电厂小破口失水加全厂断电事故序列的堆芯早期破坏过程分析[J].原子能科学技术，2000，34：82-85.

［4］刘辉.压水堆SBO事故及高压安全注射系统的缓解能力研究[J].船海工程，2007，36(6)：127-130.

［5］秦山核电厂最终安全分析报告[D].