秦山二期核電機組安全殼外蒸汽管線破裂事故分析

摘要：核電作為一項新能源自誕生以來，科技人員從來都未放松過對其安全的關注和分析。文章通過對秦山第二核電廠安全殼外蒸汽管線破裂事故規(guī)程的研究和學習，結合目前行業(yè)內其他電站的事故規(guī)程做法，在模擬機教學經驗的基礎上，分析了秦山二期核電機組安全殼外蒸汽管線破裂事故。

關鍵詞：蒸汽管線破裂；事故規(guī)程；模擬機培訓；核電廠；安全殼 文獻標識碼：A

中圖分類號：TM623 文章編號：1009-2374（2016）13-0142-02 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2016.13.068

1 概述

1.1 秦二廠事故規(guī)程的結構

在講安全殼外蒸汽管線破裂事故規(guī)程之前，有必要先了解一下秦二廠事故規(guī)程的結構。應急運行規(guī)程（EOP）及其措施屬于縱深防御原則的第三道防線，是緩解事故和限制事故后果的手段。應急運行程序包括事故解釋程序、事故診斷規(guī)程、設計基準事故處理規(guī)程、超設計基準事故處理規(guī)程、嚴重事故處理規(guī)程、事故過程的連續(xù)監(jiān)測規(guī)程。

EOP的分類：I為異常運行工況；A為設計基準事故；H為超設計基準事故；U為極限事故；SPI為異常運行下的連續(xù)監(jiān)測；SPU為極限工況下的連續(xù)監(jiān)測。

1.2 安全殼外蒸汽管線破裂事故介紹

主蒸汽管道破裂事故MSLB定義為，除了蒸汽回路的一根管道（主管道或管嘴）出現破裂外，還包括蒸汽回路上的一個閥門（安全閥、排放閥和旁路閥）意外打開所導致的事故。

二回路上的一個閥門意外打開，可能是由于調節(jié)系統的誤動作、機械故障或運行人員的誤操作所造成的。

以純粹的蒸汽管道破裂來說，其原因可能為過大的機械應力或熱應力、制造缺陷、內部飛射物、地震等。

2 事故現象分析及應對措施

2.1 事故現象

安全殼外蒸汽管線破裂事故對機組造成的瞬態(tài)影響不僅依賴于破口的大小，還取決于破口的位置。此處及后面的“破口”一詞理解為既指蒸汽管道破裂，又指蒸汽回路上的一個閥門（安全閥、排放閥和旁路閥）意外打開。然而，當通過破口的蒸汽泄漏不能被投入運行的控制系統所采取的措施補償時，通常會觀察到以下現象：一臺或兩臺蒸汽發(fā)生器的蒸汽流量異常高；一臺或兩臺蒸汽發(fā)生器的壓力下降；反應堆冷卻劑平均溫度下降；反應堆冷卻劑壓力下降；在破裂初期故障蒸汽發(fā)生器由于虛假水位現象而迅速上升。

2.2 風險及應對措施

2.2.1 風險。殼外蒸汽管線破裂事故帶來的風險可能涉及到兩道屏障：（1）核燃料元件包殼—堆芯功率由于過冷而不可控地增加，導致燒毀現象的產生，從而導致元件包殼的損壞；（2）一回路壓力邊界—一回路構件的突然冷卻造成冷沖擊，從而產生熱應力。SG的突然泄壓造成U型管束產生強烈的震動，從而產生機械應力；（3）安全殼—破口發(fā)生在安全殼外，則旁路了第三道屏障，對于安全殼沒有任何的威脅。

2.2.2 采取的措施。

以下分析設計階段應采取的措施。

第一，一方面限制二回路的功率需求以限制一回路的冷卻程度，另一方面限制堆芯反應性的引入以限制冷卻事故的后果：SG的出口安裝蒸汽流量限制器；安全殼外安裝主蒸汽隔離閥；主蒸汽管道的加固（保護段）；高濃度硼酸罐RIS 004 BA（12000～14000ppm）；足夠的控制棒以保證緊急停堆所需的負反應性。

第二，自動保護：緊急停堆；安注啟動；正常主給水隔離和輔助給水系統啟動；主蒸汽管道的隔離。

第三，手動保護：發(fā)生殼外蒸汽管線破裂事故時，要求操縱員進行干預：盡快找出破口位置；盡早隔離受損SG；尋找對一回路加硼的可能性（RIS或RCV）；限制一回路升壓和PZR的充水。

殼外蒸汽管線破裂使用的事故規(guī)程A2.1。

3 事故規(guī)程A2.1入口分析

3.1 規(guī)程A2.1入口介紹

安全殼外蒸汽管道破口事故規(guī)程A2.1的入口有A0和I3.1。對于研究一本事故規(guī)程來說，規(guī)程的入口和出口顯得相當重要。弄明白規(guī)程的入口，我們可以根據主控室出現何種征兆和報警引導，進入相應的規(guī)程來解決機組面臨的問題。規(guī)程的出口往往是根據機組狀態(tài)的變化引導我們轉換規(guī)程或者是問題已經得到解決規(guī)程結束。

3.2 規(guī)程A2.1入口分析

接下來我們具體分析一下各個入口是依據什么理由或者征兆進去的。

由A0直接進入A2.1的工況，這也是我們模擬機培訓時的唯一入口。

此類情況又可細分為A0.1和A0.2兩種情況。

3.2.1 A0.1進入的依據是兩臺SG壓差≥2.0MPa+安全殼壓力≥0.12MPa（否）；兩臺SG壓差≥2.0MPa（否）+至少一臺SG壓力低于4.0MPa+安全殼壓力≥0.12MPa（否）。

3.2.2 A0.2進入的依據是機組處于P11以下和P12以上的狀態(tài)，A0仍可能觸發(fā)，至少一臺SG壓力<3.0MPa+兩臺SG壓差>0.7MPa+安全殼壓力≥0.12MPa（否）。

解釋規(guī)程中說：A0.2不能引導進入A2.1是因為P11和P12以下的殼外蒸汽管線破口沒有安注自動動作信號觸發(fā)，個人認為理由不充分。因為機組還可能處于P11以下、P12以上的一個特殊狀態(tài)，此時二回路的安注信號仍存在。而且在A0規(guī)程里面也明確說到A0.2可以引導進入A2.1。

3.3 由I3.1進入

3.3.1 SI信號觸發(fā)5分鐘后一回路壓力回升到13.8MPa以上，并且此時仍能保證兩臺SG一樣，可進入I3.1，Tric不可控下降引導進入A2.1。根據筆者在教學過程中的經驗以及模擬機上大量驗證，這種可能性在理論上講是行得通的，實際機組上也沒發(fā)生過此類事故，在模擬機上還沒驗證出來。如果殼外蒸汽管線破裂引起安注信號觸發(fā)，二回路給一回路不斷冷卻再加上大量安注冷水涌入一回路，等一回路壓力回升到13.8MPa以上時，幾乎很難保證兩臺SG壓力一樣。筆者的模擬機驗證結果走這個方向進I3.1不通，是否一定不可能還有待

驗證。

3.3.2 SI信號觸發(fā)5分鐘后一回路壓力仍小于13.8MPa，兩臺SG壓差小于2.0MPa且兩臺SG壓力均在4.0MPa以上的話，可進入I3.1，Tric不可控下降引導進入A2.1。SI信號觸發(fā)5分鐘后一回路壓力仍小于13.8MPa，說明二回路破口比較大，壓力短時間內回升不了，這時候兩臺SG壓差小于2.0MPa是可以保證的，但在較大破口下，要保證兩臺SG壓力均在4.0MPa以上幾乎不可能，尤其是故障SG的壓力。即使是機組狀態(tài)處于熱備用或者熱停堆狀態(tài)（此時二次測壓力大約在7.6MPa）。本人在模擬機上用裕量最大的狀態(tài)嘗試各種大小破口也沒能驗證成功。其實FSAR關于蒸汽管線破口事故的假設和模型計算也是基于機組處于熱停堆狀態(tài)的，對于初始反應堆功率運行，該事故的后果并不嚴重，這是因為功率運行時反應堆冷卻劑系統的儲能大于零功率工況，燃料中有部分儲能，這部分能量提供的熱慣性延遲了事故過程中達到對應于零功率下的溫度和停堆裕量的時間。此外，由于熱停堆時蒸汽發(fā)生器二回路側初始的流體質量和初始蒸汽壓力較大，因此該事故下對反應堆冷卻劑系統帶來的冷卻程度和冷卻經歷時間也較大。

4 A2.1規(guī)程分析

A2.1的應用范圍是“從功率運行狀態(tài)到RRA未連接的中間停堆狀態(tài)”。作為一個典型的設計基準事故，A2.1由三部分文件組成，即協調員文件、一回路操縱員文件和二回路操縱員文件，對于機組技術員和副值長文件具體是由一回路操縱員和二回路操縱員吩咐下去由相關運行人員執(zhí)行的，執(zhí)行完畢后再反饋給堆操或者機操，再由堆操或者機操確認跟蹤其執(zhí)行情況，本文認為可以劃分在一回路操縱員文件或者二回路操縱員文件里面作為子文件。

每部分文件又可劃分為兩個板塊，即定期監(jiān)視和文件具體的執(zhí)行要素。一般來說，定期監(jiān)視內容優(yōu)先級別高于文件具體的執(zhí)行要素，因為它可能涉及重大設備的保護、專設安全設施動作、參數的確認、規(guī)程的轉換等。有的定期監(jiān)視內容會反復出現以隨時提醒運行人員在控制機組狀態(tài)的時候不要忘記對這些重要內容的關注，它也是初訓學員容易忽略的地方。他們往往更加關心具體的執(zhí)行要素，所以在這里重點提出來。在這里順便提一下，模擬機初訓是兩個人搭檔，即一個堆操和一個機操。在事故規(guī)程的學習里面涉及協調員這個角色，我們要求是堆操兼任協調員，協調員的角色很重要，他一般是只確認提醒而不具體執(zhí)行操作。在我們的初訓中，學員往往把協調員文件丟到一邊從不查看，實際上協調員文件的內容是從整體上控制機組狀態(tài)的，不用它的話有很多弊端，例如一二回路的溝通、規(guī)程的銜接等。事實證明，正確使用協調員文件比不使用，在同一事故情況下，對機組的狀態(tài)控制效果要好得多。

規(guī)程A2.1所覆蓋的所有事故和事件有如下三個階段的行動：隔離受影響的SG，以中止或者限制反應堆冷卻劑系統的冷卻；將反應堆穩(wěn)定在中間停堆狀態(tài)；過渡到退防模式。

5 結語

本文主要研究和解析了秦山二期核電工程安全殼外蒸汽管線破口事故規(guī)程，其重點是現有規(guī)程的入口、規(guī)程A2.1主要風險操作思路。總結A2.1的風險和處理思路以及模擬機教學過程中學員們存在的共性問題，希望能在今后的教學過程中逐步改善以達到提高學習效果和對事故規(guī)程的深入認識。

參考文獻

[1]秦山第二核電廠最終安全分析報告[R].

[2]秦山第二核電廠相關系統手冊[S].

[3]秦山第二核電廠A2.1事故解釋規(guī)程[S].

[4]秦山第二核電廠事故規(guī)程[S].

作者簡介：胡平（1981-），男，安徽無為人，供職于中核核電運行管理有限公司，研究方向：600MW核電機組全范圍模擬機教學。

（責任編輯：秦遜玉）