AP1000应对小破口失水事故的措施分析

王连升

摘 要：小破口失水事故是核电厂事故分析的重要组成部分。AP1000核电厂安全系统采用了非能动的设计理念，使用自动泄压系统（ADS）为RCS提供可控降压手段，因而对小破口失水事故的处理方式也与传统核电厂有明显的区别。这些不同的处理措施提高了电厂的安全性，但与此同时也让电厂面临一些新的挑战。

关键词：自动卸压系统；小破口失水事故；概率风险分析

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.14.097

1 前言

在1974年以前，反应堆设计中通常研究双端破裂的大破口这样的设计基准事故。1974年美国原子能委员会对核反应堆审批条款进行了修改，新规定明确要求在对大破口失水事故进行估算的同时，必须同时对小破口进行评估。1979年三哩岛事故的发生更是让人们认识到小破口可能导致严重的后果，促进了人们对于小破口失水事故的研究。

从事故发生后的后果来看，对国内某二代加核电厂的PRA分析表明，小破口失水事故导致的堆芯损坏概率占总堆芯损坏概率的22.07%，是对堆芯损坏概率贡献最大的始发事件组。AP1000的PRA分析结果显示，AP1000核电厂小破口失水事故对CDF的贡献百分比为7.5%，虽然与国内二代加核电厂相比明显下降，但仍然是贡献比例较高的一组始发事件。

2 AP1000核电厂特有的自动泄压系统（ADS）

AP1000是美国西屋公司研制开发的第三代先进压水堆核电技术，安全系统采用了非能动的设计理念。 AP1000核电厂在其缓解小破口失水事故的处理措施上，采用了自动泄压系统（ADS）对RCS进行可控降压。ADS是RCS系统的一部分，并且与非能动堆芯冷却系统（PXS）连接，由四级卸压阀门组成。第1、第2和第3级阀门入口分两组位于稳压器顶部两条安全阀管线的下游，每组第1、第2和第3级的出口连接至一个公共出口母管，与安全壳内换料水箱（IRWST）中的一组鼓泡器相连。第4级阀门入口也分两组连接到每个反应堆冷却剂回路热段管道上，出口则直接排入蒸汽发生器隔间，喷放位置在事故淹没水位之上。

ADS四级共计20个阀门，都是由1E级直流电和UPS系统（IDS）供电，且在主控室有阀位显示。其中ADS1-3级包含6条管线，每条管线由上游的常关隔离闸阀和下游常关截止阀组成；ADS第4级包括4条管线，每条管线上游设置1个常开直流电动闸阀，下游采用爆破阀。

ADS1-3级触发信号如下：

（1）长时间丧失交流电源；

（2）堆芯补给箱注射投入信号与堆芯补给箱（任何一个）水位低于低3整定值四取二信号符合；

（3）手动触发。

在ADS第4级被触发的同时，也产生IRWST注射信号。归纳起来，触发信号为：

（1）ADS第3级已触发与CMT液位低6且RCS宽量程压力低符合；

（2）手动触发信号与ADS第3级已触发或RCS宽量程压力低符合；

（3）RCS两个环路热段液位低4（与稳压器液位低CMT闭锁符合）。

3 AP1000核电厂的小破口失水事故应对措施的特点

AP1000在处理小破口失水事故时根据破口大小和执行规程的速度差异规程将有不同的走向：

（1）如果破口尺寸较小，当执行到特定步骤时ADS没有触发，那么将转至ES-1.2进行降温降压以降低破口流量，保持RCS水装量，避免ADS触发。在ES-1.2中采取了与传统核电厂类似的降温降压方法：通过蒸汽发生器或非能动余热热交换器对系统降温，通过辅助喷淋或ADS第一级管线对系统降压，隔离安全注射并建立余热排出系统对系统的冷却。

（2）如果破口尺寸较大，当执行到特定步骤时ADS已经触发，由于ADS触发后小破口被可控地转化为大破口，此时RCS系统已经降压，那么无需进入ES1.2再进行降温降压操作，直接按照应对大破口的策略在规程E1中进行处理。

我们发现，虽然在事故处理过程中AP1000核电厂和传统核电厂都采取了降温降压的方式，并且降温降压的操作也非常相似。但是，两者实际上却存在很大的区别：

（1）传统核电厂对RCS降温降压是缓解小破口事故过程中需要进行的必要操作，否者小破口事故后RCS长期保持高压状态，事故难以得到缓解。国内某传统核电厂的小破口失水事故的PRA事件树分析表明，在发生小破口失水事故时，如果失去了二回路的冷却能力（包括正常冷却能力和应急冷却能力），同时RCS无法泄压的话，将导致高压熔堆。

（2）由于AP1000在设计上的不同，如果操纵员未能依据ES1.2采取降温降压的操作，随着CMT水位的下降，ADS会自动触发并对RCS系统降压，最终使事故得到缓解。但是ADS触发后，将导致事件后果扩大化，因此应避免ADS的不必要触发，而操纵员使用ES1.2主动降温降压就是为了避免ADS的不必要触发而采取的一种积极措施。

在小破口失水事故发生后，对于传统核电厂来讲降温降压是缓解事故的必要操作，而对AP1000来讲是防止后果扩大化的积极措施，这从一个侧面反映了AP1000核电厂在无操纵员干预的情况下保持安全状态的能力。

4 使用ADS缓解小破口失水事故对运行和设计的影响

AP1000核電厂在设计上可以使用ADS来缓解小破口失水事故，这种设计提高了电厂的安全性。同时，ADS也对操纵员的干预提出了新的挑战，并要求考虑应采取一些避免ADS不必要触发的措施。

4.1 ADS对电厂安全性的积极影响和减少ADS不必要触发的建议措施

4.1.1 使用ADS缓解小破口失水事故提高了反应堆的安全性

首先，我们从确定论事故分析的角度考虑ADS对反应堆安全性的影响。AP1000在对小破口失水事故分析时仅考虑了采用ADS对系统进行降压的操作。AP1000的事故分析显示：在不考虑非安全相关系统的条件下，AP1000核电厂针对各种尺寸的小破口失水事故设计性能很好，非能动安全系统足以缓解小破口失水事故。而传统核电厂

的事故分析中则必须考虑操纵员干预实施的降温降压过程，才能满足事故分析的要求。

然后，我们再从概率论事故分析角度考虑ADS对反应堆安全性的影响。多个传统核电厂的PRA分析结果显示小破口失水事故对CDF的贡献百分比在15%-22%之间，均为对CDF贡献百分比最大一组始发事件。AP1000的PRA分析显示小破口失水事故对CDF的贡献百分比为7.5%，贡献值为1.81E-08/年。AP1000核电厂的小破口失水事故对CDF的贡献无论是在相对值还是在绝对值上均大幅低于传统核电厂。在小破口失水事故中，操纵员如果未能及时通过使用非安全相关系统对RCS进行降温降压或提供有效的RNS强迫流量，那么反应堆将通过ADS对RCS降压并对事故进行缓解。在这种情况之下，非安全相关系统作为一道纵深防御屏障被突破，但是PRA分析显示对安全性不存在显著的影响。PRA的分析结果显示：即使假设在所有初始事件发生后RNS完全失效，AP1000的CDF会从2.41E-7/年上升到4.11E-07/年，上升幅度有限。

由此可见，小破口失水事故下，由于AP1000核电厂可以通过安全相关的ADS实现对RCS的自动泄压，减少了对操纵员使用非安全相关系统进行干预的依赖。因而，小破口失水事故下AP1000核电厂操纵员能否及时干预对反应堆的安全性的影响远小于传统核电厂。

4.1.2 避免ADS不必要触发的建议措施

为了降低小破口事故后ADS1-3级和ADS第4级的不必要触发的可能性，可以考虑采取以下措施：

（1）在小破口失水事故发生初期，及时采取降温降压措施并将RNS在线到IRWST冷却。在发生小破口失水事故时，需对小破口失水事故的演變过程有清晰的认识，在保证正确的前提下推进应急规程的执行，及时通过降温降压来维持一回路水装量，避免ADS1-3级触发。另外，由于PRHR已经触发，操纵员应根据规程指导尽快将RNS在线到IRWST冷却。虽然在PRHR投运后2小时内将RNS在线到IRWST冷却即可满足对IRWST的冷却要求，但是RNS及时在线到IRWST冷却后，可以大幅度简化后续可能执行的ES1.3的步骤，有助于保证在15分钟内建立足够的RNS流量。

（2）在小破口失水事故的后期，如果ADS1-3级触发，应在保证正确的前提下加快ES1.3的执行速度。在ADS1-3级触发后，操纵员需要在15分钟内建立足够的RNS强迫流量，才能有效避免ADS第4级的触发。因此，需要在模拟机培训中加强对ES1.3的培训，保证在ADS1-3级触发后可以及时转入ES1.3，并且在保证正确的前提下加快规程执行速度，降低ADS第4级触发的可能性。

5 总结

AP1000核电厂的安全系统采用了非能动的设计理念，替代了传统核电厂的能动设备。因而，AP1000缓解小破口事故的处理措施也与传统核电厂有较大不同。事故分析显示AP1000针对各种尺寸的小破口失水事故设计性能很好，AP1000的小破口失水事故对CDF的贡献百分比明显低于传统核电厂。

ADS是AP1000主要为了缓解小破口失水事故而设置的保护系统。ADS的设置提高了电站的安全性，同时也对操纵员的干预提出了新的挑战。如何在小破口失水事故下避免ADS1-3级和ADS第4级的不必要触发成为运行人员在处理事故时需要关注的问题。