核電廠全廠斷電事故分析

陳學鋒

（秦山核電有限公司，浙江 海鹽 314300）

嚴重事故是指核反應堆堆芯熔化事故。理論上嚴重事故發生的概率極低，但實際情況則不然。目前世界商用核電機組累計運行經驗約為1.1×104堆·年，其間發生過兩次嚴重事故(三哩島事故和切爾諾貝利事故)，發生概率約為1.8×10-4/堆·年，比國際核電界希望的10-5～10-6/堆·年的概率大得多。這說明，如果單純考慮設計基準事故而不考慮嚴重事故的預防和緩解，不足以確保工作人員、公眾和環境的安全。認真研究嚴重事故過程以及事故的放射性后果，對于預防嚴重事故發生、緩解嚴重事故后果和提高核電廠的安全性，是十分必要的。

我們知道，壓水堆核電廠反應堆堆芯余熱排出和安全殼熱量排出所要求的許多安全系統的正常工作必須依靠交流電源，然而在全廠斷電（SBO）事故中，廠外電源都不可用，機組轉向帶廠用電負荷運行失敗，同時應急柴油發電機組也不可用，這勢必造成堆芯由于得不到足夠的冷卻而發生熔化，甚至導致壓力容器下封頭失效造成安全殼超壓失效的嚴重事故。在國家核安全局發布的《新建核電廠設計中幾個重要安全問題的技術政策》中明確提到，“應認真研究全廠斷電的可能性和處理措施”。對SBO問題關注的提升，主要是基于交流電源可靠性的經驗的積累。我們知道，SBO事故發生的概率取決于外電網的可靠性和廠內應急電源的可靠性。對于建成的核電廠，影響外電網可靠性的因素大多已確定不易變化（如惡劣天氣的影響），這時廠內應急柴油發電機組運行的可靠性就變得非常重要。據統計，從1993年1月至2005年8月期間，秦山核電廠應急柴油機共發生失敗的啟動1次，失敗的帶載運行3次，可靠性系數為0.95。可見，應急柴油機的狀態并不是完全讓人放心的。為了在SBO情況下為主系統提供熱阱，秦山核電廠專門設置了柴油機輔助給水泵，但在2008年，柴油機輔助給水泵也有多次因扇形撥塊開關銜鐵塊靜止位置不合適而導致的啟動失敗的記錄。因此，全廠斷電疊加輔助給水失效是有必要進行研究的可能導致堆芯損傷等嚴重事故的重要事件序列之一。

1 無緩解措施的基本事故進程

下述全廠斷電事故進程中，有以下幾個假設條件：

（1）所有電動的專設安全設施失效；

（2）柴油機輔助給水泵失效；

（3）主泵軸封處沒有泄漏；

（4）事故進程中操縱員沒有實施任何干預。

全廠斷電事故發生后，發電機帶廠用電失敗，主泵失電開始惰轉，一回路冷卻劑流量迅速下降，開始自然循環。由于蒸汽發生器（SG）二次側喪失給水而逐漸出現沸騰，當SG二次側壓力達到大氣釋放閥和安全閥開啟整定值時，大氣釋放閥和安全閥打開向外排汽。隨著蒸汽發生器二次側水位的降低甚至干涸，一回路逐漸喪失熱阱，自然循環終止，引起主冷卻劑升溫升壓。由于冷卻劑的熱膨脹效應，使得穩壓器水位上升，一回路壓力隨著溫度迅速上升，直至穩壓器卸壓閥開啟。冷卻劑通過卸壓閥排至卸壓箱，當卸壓箱壓力達到0.7 MPa時，爆破膜爆破，大量冷卻劑釋放到安全殼中，大量的水和蒸汽在安全殼內迅速擴散導致安全殼內壓力迅速上升。

堆芯由于得不到冷卻劑補充，剩余冷卻劑不斷蒸發，液位迅速下降，堆芯出現沸騰并且開始裸露。堆芯裸露后傳熱進一步惡化，鋯合金與飽和蒸汽發生劇烈反應，產生的大量氧化熱進一步加劇了堆芯溫度的上升，同時伴有大量氫氣產生。于是控制棒、燃料包殼和支撐結構首先出現熔化，隨后燃料開始熔化并且向下坍塌。該階段可能會存在蒸汽發生器U形管頂部熱應力失效，使放射性物質直接通過二回路釋放到環境。堆熔混合物隨著下支撐板的失效掉入下腔室。當大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面與下腔室的水發生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封頭的堆芯碎渣不可冷卻，下封頭的結構就逐漸開始失效。如果失效時壓力容器內壓力足夠低，熔融堆芯將在重力的作用下跌落到堆腔中，與堆腔底部的混凝土發生反應（MCCI）。如果失效時壓力較高（與安全殼內壓力差大于2 MPa），熔融堆芯就在壓力作用下噴射出來，即發生高壓熔噴（HPME），噴射入堆腔的熔融物將發生彌散進入安全殼空間，發生安全殼直接加熱（DCH）現象，造成安全殼超壓威脅其完整性。下封頭失效后，壓力容器及一回路內壓力迅速下降到安注箱可以投入壓力值。除與少量堆芯殘余物作用外，大量安注水直接流入堆坑與堆熔物接觸發生反應。上述過程將產生大量高溫蒸汽和不可凝氣體（氫氣、一氧化碳、二氧化碳等），使得安全殼壓力瞬間迅速上升。產生的氫氣等可燃氣體在安全殼內不斷積聚，濃度不斷上升，最終可能發生燃爆，使安全殼超壓失效。安全殼失效后，放射性氣體和氣溶膠將釋放到環境中。

2 軸封泄漏與緩解措施對事故進程的影響

全廠斷電事故中，由于主泵失去軸封冷卻水，主泵軸封處可能會出現泄漏。另一方面，根據相關研究分析，在事故進程的適當時刻對一回路實施減壓措施可以有效推遲事故進程和緩解事故后果。在上文所述基本事故進展的基礎上，就這兩種因素對其的影響定性地分析了4種可能的工況（見表1）。

2.1 出現主泵軸封泄漏的全廠斷電事故

全廠斷電事故后，由于輔助給水系統無法啟動，二回路水逐漸被蒸干，隨后一回路因熱量無法帶出而升溫升壓。當堆芯區域的冷卻劑溫度逐漸達到飽和溫度，主泵軸封處出現泄漏。堆冷卻劑通過主泵軸封破口和穩壓器卸壓閥從一回路系統噴出，引起堆芯冷卻劑裝量的減少。由于泄漏流量不大，因此堆芯壓力仍會在穩壓器卸壓閥的設定壓力變化范圍維持一段時間。隨后堆芯壓力開始持續下降。冷卻劑持續從主泵軸封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐漸裸露、升溫，堆芯部件達到失效溫度后會形成熔碴下落。堆芯壓力逐漸降到安注箱開啟壓力，安注箱向堆芯注水，堆芯暫時得到冷卻。但由于壓力下降較慢，注水流量不大，而且有一部分通過主泵軸封破口直接流出，沒有形成對堆芯的再淹沒。隨后壓力殼內繼續熔碴的形成和遷移的過程，逐漸熔穿壓力容器下封頭。下封頭熔穿時，壓力容器內壓力值較低。

表1 4種可能的工況Table 1 4 possible conditions

2.2 出現早期主泵軸封泄漏的全廠斷電事故

假設事故后10 min出現主泵軸封泄漏。之后由于此處的泄漏，冷卻即自破口處流出，一回路壓力持續下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就開始裸露。由于堆芯冷卻狀況的惡化，在衰變熱的作用下堆芯部件的溫度升高，達到失效溫度后形成熔碴下落。主泵軸封處的泄漏也使壓力容器內壓力迅速降低，使安注箱能在事故進程中投入使用，和第一種工況一樣，有一部分通過主泵軸封破口直接流出，沒有形成對堆芯的再淹沒，由于事故進程加快，最后下封頭較其他工況最早熔穿。

2.3 在全廠斷電事故中實施減壓措施

全廠斷電事故中，由于穩壓器卸壓閥不斷的開啟和關閉，一回路系統的冷卻劑不斷從卸壓閥噴出，堆芯水位下降，堆芯逐漸開始裸露，裸露部分的堆芯僅依靠水蒸氣冷卻。但水蒸氣不足以帶出裸露部分堆芯的衰變熱，這部分部件的溫度持續升高，使流出堆芯的蒸汽溫度升高。當流出堆芯的水蒸氣溫度達到650 ℃時，持續將穩壓器卸壓閥打開。之后，堆芯壓力快速下降到安注箱注水壓力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯壓力下降較快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了對堆芯的重新淹沒。在這種情況下，能最大限度的延緩堆芯下封頭的失效。

2.4 全廠斷電事故中出現主泵軸封泄漏同時實施減壓措施

實施減壓措施前，事故進程與第一種工況相同。堆芯出口蒸汽溫度達到650 ℃時，將穩壓器卸壓閥持續打開。堆芯壓力快速下降。當壓力至安注箱壓力之下時，安注箱投入，安注水注入并重新淹沒堆芯。但由于大量的安注水從主泵軸封破口處流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯繼續升溫，堆芯部件形成熔碴并向下遷移，隨后壓力殼下封頭熔穿。

從以上討論可以得出以下結論：

（1）泵軸封破口事故可能伴隨全廠斷電事故發生，對全廠斷電事故后果的影響隨軸封破口出現的時間有所不同。事故后較早發生的主泵軸封破口使堆芯熔化的時間提前，但出現較晚的破口，推遲了壓力容器下封頭熔穿的時間。

（2）在特定時刻將穩壓器卸壓閥打開，會使堆芯壓力快速下降，安注箱能有效的投入使用，從而可以有效推遲事故進程、緩解事故后果，推遲下封頭失效時間。

（3）主泵軸封失效和人為打開穩壓器的卸壓閥，均可使堆芯壓力降低，避免了高壓熔堆和安全殼直接加熱的發生。

3 建議

1991年西屋公司WOG（Westinghouse Owner’s Group）發展了可以普遍適用于西屋公司核電站的嚴重事故管理導則（SAMG）。在該導則中提出了事故處理的6項基本措施：

（1）向蒸汽發生器注水以保護SG傳熱管，在堆芯冷卻恢復以后為RCS提供熱阱，洗刷從一次側泄漏的放射性產物；

（2）實施RCS降壓以保護SG傳熱管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高壓噴射；

（3）向RCS注水以冷卻堆芯，不管堆芯熔融物的位置（即不管熔融物是在壓力容器內還是在壓力容器外，向RCS注水都是有效的）；

（4）向安全殼注水以防止壓力容器失效，冷卻泄漏到壓力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反應；

（5）實施安全殼減壓，減少裂變產物泄漏并防止安全殼失效；

（6）減少安全殼內氫氣濃度以防止氫氣燃燒。

根據該導則，為評估秦山核電廠應對全廠斷電事故的能力并且能在事故發生后緩解其后果，有以下幾方面的工作需要開展：

3.1 應急壓空和1E級蓄電池有效工作時間論證

全廠斷電情況下，一些屬于安全系統功能的氣動閥的正常操作用氣就是由應急壓空供給。例如穩壓器卸壓閥。而諸如卸壓閥控制電源和安全參數儀表電源等是由1E級蓄電池供應。為了不影響在需要的時候執行一回路卸壓等緩解措施，有必要對應急壓空和1E級蓄電池容量進行分析。

（1）應急壓空供應時間

《秦山核電廠最終安全分析報告》第九章中這樣表述：在應急事故時（包括全廠性斷電、主壓縮空氣站及全廠儀表壓縮空氣管網發生事故等），01號廠房內的主安全閥、動力卸壓閥和穩壓器噴霧調節閥等共六只閥門，由二臺容量各為2.5 m3的貯氣罐供給應急壓縮空氣，能持續供氣5.2 h。

實際上，穩壓器安全閥氣動裝置已拆除，故卸壓閥的可動作時間應大于5.2 h。

（2）1E級蓄電池容量

關于1E級蓄電池容量，《秦山核電廠最終安全分析報告》這樣描述：

1）220 V蓄電池組的容量（2000AH）按在所指定的時間（1 h）內能承載的負載來選擇（包括應急柴油機控制電源和事故照明等負載）。

2）24 V直流蓄電池的容量（200A H）按在所指定的時間（1 h）內能承受最大的負載來選擇。

為了應付長期全廠失電（超過1 h），有必要對現有容量的蓄電池帶載時間進行試驗，以獲取其真實的帶載時間，為制定嚴重事故管理導則提供參考依據。如果驗證結果時間太短（小于2 h），就有必要增加蓄電池容量，以獲取更長的帶載時間，從而增強對全廠斷電的應付能力。

3.2 評估應付全廠斷電時限能力

在全廠斷電事件發生后，為了實現核電廠縱深防御的設計要求，每個核電廠都必須具備一定的在沒有交流電源的情況下依然能夠排出余熱和保持安全殼完整性的能力。通常核電廠的全廠斷電應付能力來源于非能動的安全措施、自然循環的冷卻、由蓄電池作為后備電源的動力設備等。這個時限能力是以小時數衡量的，具體數值取決于下列因素：廠內應急交流電源系統的冗余度；廠內應急交流電源的可靠度；預期的廠外電源的斷電頻度；恢復廠外電源需要的時間。通過專門的計算方法可以計算出我廠應付全廠斷電的實際能力，如果其明顯小于為了保證整體安全性目標而提出的最低時限，則需要采取變更改造等措施來加強我廠應付全廠斷電的能力。

3.3 增設可替代交流（AAC）電源

AAC電源應該具有以下特點：

（1）能夠連接到廠內的交流電源系統，但正常運行情況下是保持斷開的。這體現了替代交流電源的專一性，它是為全廠斷電特別設置的。

（2）AAC電源與廠外交流電源或廠內應急電源發生共模故障的可能性應最小。這就要求在設計AAC電源時盡量保持與廠內應急交流電源最大多樣性。

（3）全廠斷電開始后AAC電源必須及時可用，并可按要求手動連接到所需的所有的安全母線上。

（4）AAC電源應有足夠的容量，在使電廠進入和維持在安全停堆狀態所要求的時間內，使應付全廠斷電所必需的系統運行。

顯然增設AAC電源是增強核電廠應付全廠斷電時限能力的行之有效的手段，也是提高其安全性和縱深防御能力的一個行之有效的措施。我們可以借鑒CNP1000項目中PSA分析結果，如表2所示。

雖然對于不同電廠具體數據有所差異，但還是可以看出增設AAC電源對降低堆芯熔化概率的顯著貢獻。秦山核電廠現在已完成了建設AAC電源的可行性研究報告，等待批準實施。

表2 AAC電源對電廠CDF的影響Table 2 The influence of AAC power supply on CDF

3.4 安裝非能動自催化氫氣復合器

嚴重事故工況下，反應堆堆芯鋯水反應和其他金屬構件的氧化將會產生氫氣。短時間內氫氣的快速釋放會造成安全殼內局部地區有很高的氫氣濃度，在事故后期，若壓力容器下封頭失效，則熔融堆芯與混凝土底板的反應（MCCI）會在很長一段時間內連續不斷地釋放出氫氣，這樣安全殼內總的氫氣濃度也會隨之逐漸增長。安全殼內局部及整體氫氣的積累可能會引發爆燃或爆炸現象，將會威脅到安全殼的完整性及設備的可用性。在SBO情況下，為了防止安全殼的失效，控制安全殼內的氫氣體積濃度低于氫氣爆燃的限值，有必要在安全殼內部合理布置相當數量非能動氫氣復合器（PARs）。當然，使堆熔物快速冷卻，減少堆熔物與冷卻劑之間反應產生大量高溫高壓蒸汽，避免安全殼壓力超過設計限值同樣是非常重要的。

3.5 制定嚴重事故管理導則

根據法規要求，核電廠必須考慮嚴重事故管理，即防御性嚴重事故管理及緩解性嚴重事故管理。防御性嚴重事故管理措施(PAM)包括在我廠的應急操作規程(EOPs)里。需要指出，EOPs不僅包括應付設計基準事故，而且還包括應付超設計基準事故的早期階段，即堆芯損傷發生之前的措施。堆芯損傷后EOPs不再合適，而需要與之分開的導則，就是嚴重事故管理導則（SAMG）。嚴重事故管理導則包括執行緩解性嚴重事故管理措施的所有指導。

我們知道，導致高壓熔堆等嚴重事故的幾大初因序列是：冷卻劑喪失事故（LOCA），未緊急停堆的預期瞬態（ATWS）和全廠斷電（SBO）。對這些主要事故進程及其緩解措施進行分析，是提高嚴重事故管理水平和制定嚴重事故管理導則的前提條件。

秦山核電廠已基本完成運行工況1級PSA工作，已給出了引起堆芯損傷的主要事故及序列（包括全廠斷電）。其結果可以應用到后續的工作中，以便為安全設備的改造提供依據，提高運行可靠性。現階段更實際的方法是完善相應的運行規程，做好應急柴油機等安全設備的定期維護和保養，預防全廠斷電事件的發生，從而減少嚴重事故發生的概率。

[1] 樊申. 秦山核電廠全廠斷電事故研究和廠外后果分析[D].

[2] 陳耀東. 嚴重事故緩解措施對全廠斷電（SBO）事故進程影響分析[J].

[3] 秦山核電廠最終安全分析報告[D].

[4] 魏文斌. 秦山核電廠嚴重事故管理構想[J].

[5] 上海核工程研究設計院. 秦山核電廠建設AAC電源的可行性研究報告[D].