30万机组在主系统大破口下的事故分析

于龙

【摘 要】核电发展数十年来，人们已倾于认同核电是一种安全，清洁、高效的能源，核电厂发生严重事故的概率极低。但是，事故一旦发生，可能导致堆芯熔化，不仅对压力容器的完整性造成威胁，且可能致使放射性物质向环境释放。本文通过对30万机组在大破口下的事故分析，阐述了即使在破口事故且全厂失电的超设计基准事故下，仍能将反应堆置于安全状态。

【关键词】LBLOCA;安注;堆芯淹没

中图分类号： TM623.8文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）03-0157-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.03.065

Accident Analysis of CP300 under the LBLOCA of the Main System

YU Long

（CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，Haiyan，Zhejiang，314300）

【Abstract】Nuclear power has developed for decades，people are prone to agree that nuclear power was a safe， clean，efficient energy，nuclear power plant is low risk of a serious accident.However，once the accident is happened，it can lead to core melt，this is not only a threat to the integrity of the pressure vessel，but also may cause released radioactive substances into the environment.Through the analysis of the accident of cp300 under the LBLOCA of the main system，this article proves that the reactor can be placed in a safe state even under the over-design accident of the LBLOCA and SBO.

【Key words】LBLOCA;Injection;Core flooding;SBO

1 交流电正常工况下主系统大破口时堆芯淹没方式

假想事故过程：在秦一厂30万机组反应堆功率运行期间，一回路系统发生大破口事故，破口当量直径超过243mm（主管道直径700mm），反应堆冷却剂通过破口喷射到安全壳内，反应堆冷却系统快速卸压，稳压器压力降低，停堆并触发安注信号（10S内，如图1），安注系统迅速向堆芯注射硼水，使堆芯淹没，确保堆芯处于次临界状态，带走剩余衰变热以避免堆芯损坏，保证压力容器的完整性。图1为主管道破口为100%（破口直径700mm）、50%（破口直径495mm）、20%（破口直径313mm）对应的主系统温度、压力变化曲线。

1.1 初期冷段注射阶段

这个阶段能使堆芯再淹没以防止堆芯损坏，在这个阶段无须操作人员干涉。硼水从硼酸贮存箱、换料水箱和安注箱输送到主冷却剂系统。

安注信号发出后，按安注信号启泵程序启动化容上充泵，硼酸驳运泵、高压安注泵和低压安注泵。同时，安注信号打开化容上充泵与换料水箱的隔离阀V02-216A、B和紧急供硼管线上的隔离阀V02-222、V02-220：关闭容控箱出口隔离阀V02-104A、B。

两台离心上充泵首先动作注射7000ppm浓度的硼水进入反应堆冷却剂系统的冷段。上充泵入口的两个并联阀门打开，上充泵一面从硼酸贮存箱吸入硼酸，另一面又从换料水箱吸入硼水。大破口反应堆冷却剂系统压力下降迅速，很快造成上充泵超流量（总管流量≥52m3/h）跳闸。

当主系统压力高于10.78MPa（110kgf/cm2）时，高压安注泵处于小流量运行的状态，换料水箱内的硼水经高压安注泵和小流量回流管线又回到换料水箱。此时化容离心上充泵将换料水箱2400ppm和硼酸驳运泵出口7000ppm（4%重量百分比浓度）浓硼酸，通过上充管线注入主系统冷段。当反应堆冷却剂系统压力下降而造成离心上充泵超流量运行（总管流量≥52m3/h）时，离心上充泵的保护系统动作使两台离心上充泵跳闸，此时高高压安注分系统停止运行。

当主系统压力低于10.78MPa（110kgf/cm2）时，换料水箱内浓硼酸溶液经换料水箱出口隔离阀V09-33A/B及止回阀V09-32A/B，进入高压安注泵，经高压安注泵加压后经出口止回阀V09-26A，B/C，D及出口隔离阀V09-25A，B/C，D，进入安全注射集管，然后经节流阀V09-13A，B/E，F，冷段注射隔离阀V09-12A，B/E，F，冷段注射止回阀V09-11A，B/C，D，分成4路，然后经安注箱出口管止回阀V09-01A/C，分别注入主系统两个环路的冷段。注入流量随着主系统压力的降低而逐渐增大。当反应堆冷却剂系统压力降为0时注入流量达到最大120m3/h（运行值取第5次换料大修安注全流量试验值，运行值均大于120m3/h）。

当主系统压力降到低于4.9MPa时，安注箱里的硼水经V09-02A/B顶开两只止回阀V09-01A，B/C，D注入堆芯。當安注箱液位接近排空时应恢复V09-02A/B的供电，并且关闭该二阀门，隔离安注箱。

当主系统压力降至0.98Mpa（10kgf/cm2）以下时，低压安注泵开始将换料水箱内硼水注入堆芯。

1.2 再循环冷段注射阶段

初期冷段注射往往不能使反应堆达到冷停堆状态。当换料水箱水位下降到低-低液位2.26m时，将安注复位，停止除安全壳喷淋泵之外的所有从该箱吸水的水泵（安注泵、停冷泵及离心上充泵），将CB-517盘上“再循环工况选择”开关打到“投入”位置，发出安注再循环信号。该再循环信号关闭V09-33A/B、V09-24A/B，V06-20、V08-28A/B，打开V09-18A/B、V09-31A/B、V08-24A/B。然后手动启动低压安注泵（即停冷泵）及高压安注泵（先启动辅助油泵），这样，低压安注泵从安全壳再循环地坑吸水，充当高压安注泵的前置泵;高压安注泵经高低压安注泵之间的隔离阀V09-31A/B从低压安注泵的出口吸水，然后经出口止回阀V09-26A，B/C，D及出口隔离阀V09-25A，B/C，D，进入安全注射集管，然后经节流阀V09-13A，B/E，F，冷段注射隔离阀V09-12A，B/E，F，冷段注射止回阀V09-11A，B/C，D，分成4路，然后经安注箱出口管止回阀V09-01A/C，分别注入主系统两个环路的冷段。当主系统压力低于0.98MPa（10kgf/cm2）时，低压安注泵可直接将地坑水注入主系统。

1.3 冷段-热段交替再循环阶段

安注系统运行24小时后，堆芯还没有冷却下来，为了避免堆芯出现硼结晶，堆芯因地坑硼浓度过低而引起重返临界，开始进入冷段-热段交替再循环阶段。由主控室操纵员手动开启高压安注热段分管隔离阀V09-12C/D/G/H，关闭高压安注冷段分管隔离阀V09-12A/B/E/F，进行热段注射。当主系统压力高于0.98MPa（10kgf/cm2）时，由高压安注泵从主系统热段向堆芯注水。当主系统压力小于0.98MPa（10kgf/cm2）时，则低压安注泵可直接从主系统热段向堆芯注水。热段注射的目的在于消除堆芯和主系统内的任何高温死区。

在这个阶段，操纵员可通过手动依次反复开关高压安注泵出口的冷段和热段隔离阀，改变注射流向，建立交替再循环阶段，以保证维持堆芯硼浓度低于可溶极限。

在再循环阶段，停冷热交换器一般由安全壳喷淋系统使用，以尽快降低安全壳大气的压力和温度。如安全壳喷淋系统停运时，可用于低压注射分系统。

系统在此阶段维持一个较长时间直到反应堆冷却剂系统压力低于低压安注泵设计流量时的压头，此时可以手动停止高压安注泵，余热排除泵继续提供冷却以达到冷停堆。

2 SBO和LOCA叠加事故情况下堆芯淹没方式

2.1 安注箱安注系统迅速响应

当主管道双端断裂时，首先对反应堆起淹没作用的是安注箱安注系统，作用时间是事故发生后的15S左右，如图2（主管道破口为100%、50%、20%对应的安注箱液位变化曲线）。

2.2 主系统快速冷却降压方式

完好蒸发器冷却降压。若柴油机辅助给水泵无法启动或启动后失效，应立即申请使用移动泵，执行《移动泵取水水源接口接入规程》、《移动泵二回路接口接入规程》，投入二回路应急补水。如果移动泵无法就位，立即征调消防车从V20-42A/42B/42C/42D接管向SG注入消防水;同时全开大气释放阀ZZQ-13V/14V，降低SG二次侧背压以使得消防水能够顺利注入SG。

电站发生SBO和LOCA叠加事故后（超设计基准事故），一回路主系统全部补水水源丧失和所有冷却功能失效;短期不具备恢复的可能或无法评估何时恢复;堆芯水位持续下降，堆芯温度持续上升，堆芯有裸露风险或趋向裸露;准备通过移动泵和外界动力向堆芯进行应急补水，使堆芯淹没。

一回路应急补水水源：第一水源为换料水箱，第二水源为消防水。使用第二水源或其他清水源需要请示应急指挥并得到同意后方能进行。

通过移动泵和外界动力向一回路进行应急补水，其应急补水流量应能满足停堆6小时后堆芯余热排出的需要，所设置的设备应保证事故后至少72 小时的运行需求。

切除部分一回路直流蓄电池负荷，如部分厂房照明，以延长一回路直流蓄电池供电时间;若一回路直流蓄电池电压下降，切除二回路直流负荷（除220KV外电源恢复所需电源外），如直流油泵，停用一回路直流蓄电池，并将一回路直流B母/二回路直流联络运行。尽快恢复一路厂用电，当任意一列6KV、380V安全母线恢复供电时， 应开始执行电厂长期恢复操作。

3 厂用电源的多样性和可靠性

3.1 场外电源

秦山核电厂通过四条互不交叉和二个方向的220KV输电线与浙江电网相联，这四条输电线是秦塘2P59、秦跃2428、秦立2424、秦方2P70，在正常运行时，秦塘2P59、秦跃2428接在220KV Ⅰ母上，秦立2424、秦方2P70接在220KV Ⅱ母上。

正常运行时，350MWe发电机经主变通过220KV变电站向电网供电，并通过高压厂变向6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母线供电，6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母线由6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母线供电;启备变运行在220KV Ⅱ母上，正常为空载运行，并且作为6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母线自动备用电源。

电站换料检修和启动时，从电网经秦塘2P59 （或秦跃2428）通过220KV Ⅰ母、高压厂变2001M开关和高压厂变向6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母线供电，并且通过6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母线向6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母线供电;从电网经秦立2424通过220KV Ⅱ母向启备变供电，正常启备变为空载运行，并且作为6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母线自动備用电源。该二路电源均正常时，方可启动，启动完毕，可用主变2001B开关手动准同期将发电机并网。

《秦山核电厂最终安全分析报告第16章 技术规格书》中规定：

在运行模式1，2，3，4A和4B下，必须保证由输电网用两条输电线向电厂供电，两条线路在电气上及实体上完全独立。

在运行模式5和6下，必须保证由输电网用一条条输电线向电厂供电。

3.2 场内电源

3.2.1 三台应急柴油发电机组

秦一厂共有三台应急柴油发电机组，每台机组的容量为2000KW，发电机为TFHY2000-6/143型，柴油机为16V240ZDA型，机组参数详见附录A。

机组运行方式为1#EDG作為6KV安全I段的应急备用电源，3#EDG机组作为6KV安全II段的应急备用电源，2#EDG作为1#EDG或3#EDG机组的检修备用。

《秦山核电厂最终安全分析报告第16章 技术规格书》中规定：

在运行模式1，2，3，4A和4B下，必须保证有两套分隔且独立的柴油发电机组可运行，每套有：分隔的日用燃油箱最低限度贮有燃油0.8m3、分隔的燃油贮存系统最低限度贮有32m3燃油及分隔的燃油抽油泵。

在运行模式5和6下，必须保证有一套柴油发电机组可运行，即同时具备装满燃油的日用燃油箱、分隔的燃油贮存系统，至少装有32m3燃油，以及一台燃油抽油泵。

3.2.2 一台AAC柴油发电机组

AAC（Alternate AC）电源为非安全级电源，其主要功能是提高核电厂的纵深防御能力以及实现投资保护功能，在全厂失电工况（SBO：STATION BLACKOUT）下，对6KV安全Ⅰ段或6KV安全Ⅱ段母线供电，向安全停堆有关负载提供充足、可靠的电力，保证堆芯的冷却及余热的排出，确保安全壳适当的完整性;同时，可向非安全的重要设备供电，避免重大设备损坏。AAC柴油发电机组应在在发生SBO事件1小时之内成功启动并带载，并且保证至少8小时的满功率持续运行的能力。

AAC电源厂房共地上三层，一层为燃油贮罐间、值班室、检修间、消防设备间;二层为柴油发电机室、日用油箱间、低压配电控制间及直流配电间;三层为中压配电间。根据防水淹项目数据，本地区积水深度为1.41米，因此AAC电源厂房首层室内外高差定为1.5m，并且将柴油发电机放置于二层，具有足够的防水淹能力。

正常工况时AAC柴油发电机组在热备用，当出现失去全部厂外电源但厂内应急电源可用的事故工况，可启动AAC柴油发电机组，向6KV公用Ⅰ段、工作Ⅰ段母线供电，维持部分重要负荷运行。在SBO工况下，可启动AAC柴油发电机组，向6KV安全Ⅰ（或Ⅱ）段供电。

3.2.3 一台中压移动柴油发电机组

适用于一厂30万机组严重事故工况下，在厂内和厂外交流电源以及厂址内附加柴油发电机全部丧失时，中压移动柴油发电机通过6KV AAC段向6KV安全母线供电的相关操作，可作为主控室与常规岛/电气岗位进行上述范围内的运行管理及操作的依据

3.2.4 两台低压移动柴油发电机组

适用于一厂30万机组事故应急期间2台移动柴油发电车通过380V安全Ⅰ、Ⅲ段分别给380V安全段A、B通道供电的相关操作，可作为主控室与常规岛/电气岗位进行上述范围内的运行管理及操作的依据。

4 总结

即使是核电厂发生SBO和LOCA叠加事故（超设计基准事故）的情况下，主系统反应性仍能得到有效控制，置于安全状态，福岛事故后，30万机组采取的一系列整改措施，增加了多样性的安全电源，进一步保证了反应堆堆芯在事故后受到保护。

【参考文献】

[1]【安全注射系统（RSIS）】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术政策、大纲及导则.

[2]【安全注射系统运行规程】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.

[3]【秦山核电厂最终安全分析报告】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术政策、大纲及导则.

[4]【应急柴油发电机组运行规程】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.

[5]【丧失全部交流电源】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.

[6]【中压移动柴油发电机向6KV安全母线供电运行规程 QYG.03.27】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.

[7]【低压移动柴油发电机给380V安全母线供电运行规程】 中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.

[8]【SBO柴油发电机运行规程】中核核电运行管理有限公司秦一厂技术规程.