小型壓水堆小破口失水事故誘發的嚴重事故序列分析

陳黎俊 趙新文 劉家磊

摘 要：小型壓水堆冷卻劑喪失事故（LOCA，Lose of Coolant Accident）是誘發反應堆堆芯熔化的主要初因之一，需要重點防范應對。為分析確定小破口失水事故誘發的嚴重事故序列，論文首先基于事件樹分析方法研究小破口失水事故可能的響應序列，然后基于SCDAP-RELAP5程序模擬計算不同事故序列下系統主要特征參數的響應特征，確定導致堆芯熔化的事故序列，給出小型壓水堆應對嚴重事故的薄弱環節，為后續有針對性地制定預防措施提供了科學依據。

關鍵詞：小破口失水事故 嚴重事故 事件樹 SCDAP-RELAP5

中圖分類號：TL364 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）10（a）-0119-03

Severe Accident Sequence Analysis Induced by Small LOCA In the Small PWR

Chen Lijun1，2 Zhao Xinwen1 Liu Jialei1

（1 Naval University of Engineering， Department of Nuclear Science and Technology，Wuhan Hubei，430033，China；2 Naval Vessel Technology Security Department，Beijing，100841，China）

Abstract：Lose of Coolant Accident（LOCA） is one of the main inducements of PWR（Pressurized Water Reactor） severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis， the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly， the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out， which was based on the event tree analysis. Secondly， based on the SCDAP-RELAP5 code， the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained， which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.

Key words：Small LOCA；Severe accident；Event tree；SCDAP-RELAP5

國內外的研究表明，可能導致核反應堆堆芯熔化的嚴重事故序列有100多種，要在設計中考慮到所有事故的緩解措施是不現實的，因此需要對嚴重事故進行分析、分類，并有針對性地給出事故緩解措施[1]。LOCA事故將直接導致第二道放射性屏障失效，堆芯冷卻劑大量流失后可能造成堆芯燃料元件裸露、熔化，同時高溫高壓的冷卻劑還會導致第三道安全屏障溫度壓力升高、完整性受到威脅。對于小型壓水堆LOCA事故，根據破口的位置及人員的干預，通常又可分為可隔離破口和不可隔離破口兩類；根據破口的大小可分為大破口、中破口和小破口失水事故。林支康、薛衛光等人分別用RELAP5和MELCORE程序對小破口失水事故及其誘發的嚴重事故進行分析[2-3]，得到了事故后系統的響應狀況。該文主要基于事件樹分析方法，首先找到小破口失水事故可能誘發導致嚴重事故的事故序列，然后利用SCDAP-RELAP5最佳估算模擬程序進行分析計算，從而得到事故后反應堆安全特征參數的響應曲線。

1 概述

小型壓水堆發生失水事故時，穩壓器壓力、水位可會出現異常，同時伴隨其它明顯的響應特征，操縱員不難判明LOCA事故的發生，通過隔離環路或者比較兩環路安注流量還可進一步判斷破口位置。LOCA發生后，不加干預，首先可能會觸發高壓安注系統動作，之后反應堆低壓保護停堆，主機脫扣、主給水關閉；若壓力繼續下降，則觸發低壓安注系統投入，最終經過再循環安全注射持續導出堆芯熱量。

根據失水事故誘發嚴重事故的特點，開展事故序列研究的主要方法如下：

（1）根據實際運行經驗，找出事故序列分析中對事故進程具有較大影響的題頭事件，制定其成功準則。事件序列模型化過程確定所有可能導致堆芯損毀的各題頭事件系統功能成功或失效的組合[4]。（2）結合已有安全分析和安全研究的結果，判斷來確定可能導致超設計基準事故的事件序列，并對演進過程及后果相似的時間序列簡化歸并。（3）針對簡化歸并后的事件序列，采用機理性分析程序模擬其響應過程，明確各個典型始發事件下的事故響應序列，判斷事故后果，進而尋求阻止嚴重事故進程的有效手段和降低放射性后果的有效方法。

2 小破口失水事故的事故序列分析

2.1 事件樹建模主要假設

失水事故期間，操縱員可進行破口隔離，或利用高壓安注系統、低壓安注系統、輔機耗汽、投入余熱排出系統等來緩解事故進程。為了量化這些系統的響應，現做如下假設：

（1）按照單一故障準則，LOCA事故下高壓安注系統和低壓安注系統各只有一臺泵投入運行；（2）事故停堆后二回路輔機以低流量繼續耗汽運行，當SG二次側壓力小于整定值時所有輔機關閉，且之后不再開啟；（3）反應堆低壓保護停堆后，主泵切換低速的同時投入余熱排出系統；（4）不考慮操縱員的其它干預措施。

2.2 事件樹題頭及成功準則

事件樹的建模是一個歸納過程，通過為每一類初因事件構建出一個事件序列圖或事件樹來完成[5]。根據實際運行經驗，本事件樹共涉及題頭事件共7個，分別描述如下。

（1）始發事件：一回路承壓邊界管道破口失水，該始發事件代碼為“A”。（2）冷卻劑破口隔離：能夠對出現在主閘閥外側的破口實施環路隔離，以減小冷卻劑經破口不斷流失并建立單環路運行，這項功能需要操縱員手動干預，采用人因基本事件“GLHL-HE”表示。（3）安注系統投入：LOCA事故下，穩壓器水位低觸發高壓安注系統自動投入，穩壓器壓力觸發低壓安注系統自動投入，其成果準則要求安注泵至少一臺能投入，且事故后期滿足再循環安注的要求，標示符為“AQZS”。（4）低壓保護停堆：壓力下降觸發反應堆低壓保護系統動作引起反應堆停堆，其成功準則要求所有控制棒都能插入堆芯，標示符為“DYTD”；（5）可靠電源投入：反應堆停堆后，主汽輪機組反拖使得可靠電源自動投入，其成功準則要求可靠電源在反應堆停堆后能在15 s內投入，標示符為“KKDY”；（6）余熱排出系統投入：事故停堆后，在非破損環路投入余熱排出系統導出堆芯余熱，其成功準則要求非破損環路主泵能夠低速運行，采用人因基本事件“WJLQ-HE”表示；（7）輔機耗氣運行：如果當破口尺寸較小，破口流量不足以帶走堆芯熱量時，主泵因汽蝕停運時，余熱排出系統不能投入，這樣穩壓器壓力還會升高，需要在主機關閉后，利用二回路輔機繼續耗汽，以帶走堆芯衰變熱。采用人因基本事件“FJHQ-HE”表示。

2.3 事故序列發展

小型壓水堆結構復雜，故障形式多樣，根據事件樹中各題頭事件是否發生可將事故歸納為多個不同的事故序列。使用概率論方法和確定論方法相結合，并依據合理的工程判斷總結各事故序列如下：

序列1：LOCA事故發生后，操縱員成功隔離破損環路，低壓保護停堆后可靠電源投入，高壓安注和低壓安注系統、余熱排出系統均能投入，一回路及堆芯水裝量得以恢復，堆芯余熱能夠被有效導出，事故被成功緩解，事故最終狀態用“OK”表示。

序列2：LOCA事故發生后，操縱員成功隔離破損環路，低壓保護停堆后可靠電源投入，安注系統可以投入，但余熱排出系統無法投入，堆芯最終熱阱喪失。若一回路冷卻劑裝量損失較小，則事故可以被成功緩解；若一回路冷卻劑裝量損失較大，則事故進程可能會惡化，事故最終狀態根據操縱員的進一步干預而有所不同，用“CD”表示。

序列3：LOCA事故發生后，成功隔離破損環路，停堆后可靠電源投入，余熱排出系統投入，但安注系統無法投入。對于小破口LOCA，在隔離環路后一回路冷卻劑流失較少，主泵可以維持低速運行，堆芯衰變熱可以導出，事故最終狀態用“CD”表示。

序列4：LOCA事故發生后，操縱員成功隔離破損環路，停堆后可靠電源投入，但安注系統、余熱排出系統均無法投入，堆芯最終熱阱喪失，冷卻劑經釋放閥不斷流失，最終引起燃料元件熔化和壓力容器下封頭蠕變失效，事故最終狀態用“CD&VR”表示。

序列5：LOCA事故發生后，操縱員成功隔離破損環路，低壓保護停堆，但可靠電源無法投入，形成疊加的全艇斷電事故，高壓安注和低壓安注系統、余熱排出系統失效，堆芯及一回路水裝量不斷減少，堆芯最終熱阱喪失，最終引起燃料元件熔化和壓力容器下封頭蠕變失效，事故最終狀態用“CD&VR”表示。

序列6：LOCA事故發生后，破損環路無法隔離，事故停堆后可靠電源自動投入，高壓安注和低壓安注系統、余熱排出系統可以投入，不同破口位置及破口尺寸下，堆芯及一回路冷卻劑裝量恢復情況不同，燃料元件的損傷狀態也不確定，事故最終狀態用“/”表示。

序列7：LOCA事故發生后，破損環路無法隔離，事故停堆后可靠電源自動投入，余熱排出系統可以投入，但高壓安注和低壓安注系統故障無法投入，堆芯及一回路冷卻劑裝量不斷減少，燃料元件先后發生破損和熔化，最終壓力容器下封頭出現蠕變失效，事故最終狀態用“CD&VR”表示。

序列8：LOCA事故發生后，破損環路無法隔離，事故停堆后可靠電源無法投入，高壓安注和低壓安注系統、余熱排出系統失效，堆芯及一回路冷卻劑裝量不斷減少，燃料元件先后發生破損和熔化，最終壓力容器下封頭出現蠕變失效，事故最終狀態用“CD&VR”表示。

為了更直觀的表述不同的事件序列，將其做成事件樹的形式如圖1所示。根據現有研究結論，同樣破口下，冷段破口要比熱段破口后果更加嚴重，因此在事故模擬分析過程中，將相同大小的熱段破口歸并至冷段破口進行分析。

3 主環路冷段不可隔離15 mm破口失水事故分析

由事件樹分析可知，無法判斷主環路不可隔離失水事故能否造成堆芯熔化，需要通過SCDAP-RELAP5事故分析平臺進行模擬計算。該節將對破口環路隔離失效時的主回路冷段15 mm破口失水事故進行分析。

假設反應堆功率運行期間，某系統管線破裂，導致與主回路聯接的部分出現當量直徑為15 mm的破口事故。當破口環路隔離失敗時，相當于發生了主回路冷段不可隔離的破口事故。事故從系統穩定運行2000 s后開始發生，分別計算低工況（工況1）和高工況（工況2）兩種工況下的事故響應，計算到事故后18000s，事故分析過程中假設如表1所示。圖2至圖5為不同功率下發生15 mm破口失水事故時，堆芯及一回路主要參數的變化曲線。

由圖2至圖3可知，事故發生初期，破口流量較大，堆芯水位迅速下降，堆芯出現明顯地裸露。隨著一回路壓力的下降，低壓安注先后內投入，使得堆芯活性區水位迅速升高，主回路壓力也維持在安注投入壓力附近波動。由于衰變熱較大，注入堆芯的水使得堆芯壓力回升，低壓安注系統只能間斷向堆芯注水。對于工況1，由于衰變熱較小，低壓安注投入較早，堆芯沒有發生燃料元件燒毀的情況；對于工況2，事故后停堆衰變熱較高，破口帶走的能量小于衰變熱，低壓安注系統較長時間無法投入，堆芯燃料元件出現裸露，導致堆芯燃料元件會出現熔化現象，熔化燃料元件在堆芯形成了熔融池并向下腔室坍塌，坍塌熔融池使得下腔室積水迅速汽化，引起回路壓力發生陡升，這使低壓安注系統的投入時機被推遲。但坍塌的熔融物在下腔室積水的作用下，不會引起下封頭失效。截止事故后18000 s，堆芯燃料元件已經全部發生損壞，堆芯溫度較高，軸向長度上有較多燃料發生熔化，如圖4至圖5所示。工況2時，低壓安注系統投入之前堆芯持續升溫，包殼溫度達到了鋯水反應的條件，因此能夠發生鋯水氧化反應，產生大量氫氣，給反應堆的安全帶來更大隱患。

4 結語

針對小型壓水堆嚴重事故分析的薄弱環節，采用事件樹分析和確定論方法找到了小破口失水事故后反應堆響應并不明確的事件序列。在此基礎之上，針對不可隔離的小破口失水事故，采用SCDAP/RELAP5事故分析平臺進行計算，得到了事故后系統的關鍵參數和事故進程，為事故的預防及處置提供了依據，具有一定的工程應用價值。

參考文獻

[1] 駱邦其，林繼銘.CPR1000核電站嚴重事故重要緩解措施與嚴重事故序列[J]. 核動力工程，2010（31）：1-7.

[2]林支康.AP1000核電廠小破口失水事故RELAP5分析模式建立與應用[D].上海：上海交通大學，2012.

[3] 薛衛光.基于MELCOR軟件的船用反應堆事故進程分析研究[D].哈爾濱：哈爾濱工程大學，2008.

[4] 肖玲梅.核能海水淡化堆概率安全分析技術應用研究[D].衡陽：南華大學，2010.

[5] 鄭恒，周海京.概率風險評價[M].北京：國防工業出版社，2011.