AP1000應對小破口失水事故的措施分析

王連升

摘 要：小破口失水事故是核電廠事故分析的重要組成部分。AP1000核電廠安全系統采用了非能動的設計理念，使用自動泄壓系統（ADS）為RCS提供可控降壓手段，因而對小破口失水事故的處理方式也與傳統核電廠有明顯的區別。這些不同的處理措施提高了電廠的安全性，但與此同時也讓電廠面臨一些新的挑戰。

關鍵詞：自動卸壓系統；小破口失水事故；概率風險分析

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

1 前言

在1974年以前，反應堆設計中通常研究雙端破裂的大破口這樣的設計基準事故。1974年美國原子能委員會對核反應堆審批條款進行了修改，新規定明確要求在對大破口失水事故進行估算的同時，必須同時對小破口進行評估。1979年三哩島事故的發生更是讓人們認識到小破口可能導致嚴重的后果，促進了人們對于小破口失水事故的研究。

從事故發生后的后果來看，對國內某二代加核電廠的PRA分析表明，小破口失水事故導致的堆芯損壞概率占總堆芯損壞概率的22.07%，是對堆芯損壞概率貢獻最大的始發事件組。AP1000的PRA分析結果顯示，AP1000核電廠小破口失水事故對CDF的貢獻百分比為7.5%，雖然與國內二代加核電廠相比明顯下降，但仍然是貢獻比例較高的一組始發事件。

2 AP1000核電廠特有的自動泄壓系統（ADS）

AP1000是美國西屋公司研制開發的第三代先進壓水堆核電技術，安全系統采用了非能動的設計理念。 AP1000核電廠在其緩解小破口失水事故的處理措施上，采用了自動泄壓系統（ADS）對RCS進行可控降壓。ADS是RCS系統的一部分，并且與非能動堆芯冷卻系統（PXS）連接，由四級卸壓閥門組成。第1、第2和第3級閥門入口分兩組位于穩壓器頂部兩條安全閥管線的下游，每組第1、第2和第3級的出口連接至一個公共出口母管，與安全殼內換料水箱（IRWST）中的一組鼓泡器相連。第4級閥門入口也分兩組連接到每個反應堆冷卻劑回路熱段管道上，出口則直接排入蒸汽發生器隔間，噴放位置在事故淹沒水位之上。

ADS四級共計20個閥門，都是由1E級直流電和UPS系統（IDS）供電，且在主控室有閥位顯示。其中ADS1-3級包含6條管線，每條管線由上游的常關隔離閘閥和下游常關截止閥組成；ADS第4級包括4條管線，每條管線上游設置1個常開直流電動閘閥，下游采用爆破閥。

ADS1-3級觸發信號如下：

（1）長時間喪失交流電源；

（2）堆芯補給箱注射投入信號與堆芯補給箱（任何一個）水位低于低3整定值四取二信號符合；

（3）手動觸發。

在ADS第4級被觸發的同時，也產生IRWST注射信號。歸納起來，觸發信號為：

（1）ADS第3級已觸發與CMT液位低6且RCS寬量程壓力低符合；

（2）手動觸發信號與ADS第3級已觸發或RCS寬量程壓力低符合；

（3）RCS兩個環路熱段液位低4（與穩壓器液位低CMT閉鎖符合）。

3 AP1000核電廠的小破口失水事故應對措施的特點

AP1000在處理小破口失水事故時根據破口大小和執行規程的速度差異規程將有不同的走向：

（1）如果破口尺寸較小，當執行到特定步驟時ADS沒有觸發，那么將轉至ES-1.2進行降溫降壓以降低破口流量，保持RCS水裝量，避免ADS觸發。在ES-1.2中采取了與傳統核電廠類似的降溫降壓方法：通過蒸汽發生器或非能動余熱熱交換器對系統降溫，通過輔助噴淋或ADS第一級管線對系統降壓，隔離安全注射并建立余熱排出系統對系統的冷卻。

（2）如果破口尺寸較大，當執行到特定步驟時ADS已經觸發，由于ADS觸發后小破口被可控地轉化為大破口，此時RCS系統已經降壓，那么無需進入ES1.2再進行降溫降壓操作，直接按照應對大破口的策略在規程E1中進行處理。

我們發現，雖然在事故處理過程中AP1000核電廠和傳統核電廠都采取了降溫降壓的方式，并且降溫降壓的操作也非常相似。但是，兩者實際上卻存在很大的區別：

（1）傳統核電廠對RCS降溫降壓是緩解小破口事故過程中需要進行的必要操作，否者小破口事故后RCS長期保持高壓狀態，事故難以得到緩解。國內某傳統核電廠的小破口失水事故的PRA事件樹分析表明，在發生小破口失水事故時，如果失去了二回路的冷卻能力（包括正常冷卻能力和應急冷卻能力），同時RCS無法泄壓的話，將導致高壓熔堆。

（2）由于AP1000在設計上的不同，如果操縱員未能依據ES1.2采取降溫降壓的操作，隨著CMT水位的下降，ADS會自動觸發并對RCS系統降壓，最終使事故得到緩解。但是ADS觸發后，將導致事件后果擴大化，因此應避免ADS的不必要觸發，而操縱員使用ES1.2主動降溫降壓就是為了避免ADS的不必要觸發而采取的一種積極措施。

在小破口失水事故發生后，對于傳統核電廠來講降溫降壓是緩解事故的必要操作，而對AP1000來講是防止后果擴大化的積極措施，這從一個側面反映了AP1000核電廠在無操縱員干預的情況下保持安全狀態的能力。

4 使用ADS緩解小破口失水事故對運行和設計的影響

AP1000核電廠在設計上可以使用ADS來緩解小破口失水事故，這種設計提高了電廠的安全性。同時，ADS也對操縱員的干預提出了新的挑戰，并要求考慮應采取一些避免ADS不必要觸發的措施。

4.1 ADS對電廠安全性的積極影響和減少ADS不必要觸發的建議措施

4.1.1 使用ADS緩解小破口失水事故提高了反應堆的安全性

首先，我們從確定論事故分析的角度考慮ADS對反應堆安全性的影響。AP1000在對小破口失水事故分析時僅考慮了采用ADS對系統進行降壓的操作。AP1000的事故分析顯示：在不考慮非安全相關系統的條件下，AP1000核電廠針對各種尺寸的小破口失水事故設計性能很好，非能動安全系統足以緩解小破口失水事故。而傳統核電廠

的事故分析中則必須考慮操縱員干預實施的降溫降壓過程，才能滿足事故分析的要求。

然后，我們再從概率論事故分析角度考慮ADS對反應堆安全性的影響。多個傳統核電廠的PRA分析結果顯示小破口失水事故對CDF的貢獻百分比在15%-22%之間，均為對CDF貢獻百分比最大一組始發事件。AP1000的PRA分析顯示小破口失水事故對CDF的貢獻百分比為7.5%，貢獻值為1.81E-08/年。AP1000核電廠的小破口失水事故對CDF的貢獻無論是在相對值還是在絕對值上均大幅低于傳統核電廠。在小破口失水事故中，操縱員如果未能及時通過使用非安全相關系統對RCS進行降溫降壓或提供有效的RNS強迫流量，那么反應堆將通過ADS對RCS降壓并對事故進行緩解。在這種情況之下，非安全相關系統作為一道縱深防御屏障被突破，但是PRA分析顯示對安全性不存在顯著的影響。PRA的分析結果顯示：即使假設在所有初始事件發生后RNS完全失效，AP1000的CDF會從2.41E-7/年上升到4.11E-07/年，上升幅度有限。

由此可見，小破口失水事故下，由于AP1000核電廠可以通過安全相關的ADS實現對RCS的自動泄壓，減少了對操縱員使用非安全相關系統進行干預的依賴。因而，小破口失水事故下AP1000核電廠操縱員能否及時干預對反應堆的安全性的影響遠小于傳統核電廠。

4.1.2 避免ADS不必要觸發的建議措施

為了降低小破口事故后ADS1-3級和ADS第4級的不必要觸發的可能性，可以考慮采取以下措施：

（1）在小破口失水事故發生初期，及時采取降溫降壓措施并將RNS在線到IRWST冷卻。在發生小破口失水事故時，需對小破口失水事故的演變過程有清晰的認識，在保證正確的前提下推進應急規程的執行，及時通過降溫降壓來維持一回路水裝量，避免ADS1-3級觸發。另外，由于PRHR已經觸發，操縱員應根據規程指導盡快將RNS在線到IRWST冷卻。雖然在PRHR投運后2小時內將RNS在線到IRWST冷卻即可滿足對IRWST的冷卻要求，但是RNS及時在線到IRWST冷卻后，可以大幅度簡化后續可能執行的ES1.3的步驟，有助于保證在15分鐘內建立足夠的RNS流量。

（2）在小破口失水事故的后期，如果ADS1-3級觸發，應在保證正確的前提下加快ES1.3的執行速度。在ADS1-3級觸發后，操縱員需要在15分鐘內建立足夠的RNS強迫流量，才能有效避免ADS第4級的觸發。因此，需要在模擬機培訓中加強對ES1.3的培訓，保證在ADS1-3級觸發后可以及時轉入ES1.3，并且在保證正確的前提下加快規程執行速度，降低ADS第4級觸發的可能性。

5 總結

AP1000核電廠的安全系統采用了非能動的設計理念，替代了傳統核電廠的能動設備。因而，AP1000緩解小破口事故的處理措施也與傳統核電廠有較大不同。事故分析顯示AP1000針對各種尺寸的小破口失水事故設計性能很好，AP1000的小破口失水事故對CDF的貢獻百分比明顯低于傳統核電廠。

ADS是AP1000主要為了緩解小破口失水事故而設置的保護系統。ADS的設置提高了電站的安全性，同時也對操縱員的干預提出了新的挑戰。如何在小破口失水事故下避免ADS1-3級和ADS第4級的不必要觸發成為運行人員在處理事故時需要關注的問題。