基于現實的AP1000失去二次側給水事故機理分析

王保生

(大亞灣核電運營管理有限責任公司,廣東 深圳 518124)

AP1000是先進的第三代核電堆型，其設計特點是大量采用非能動設計。這些非能動系統的設計大大提高了核電廠的固有安全性。從系統分析上看，AP1000已經很安全，但從核電廠運行的角度看，需求的不僅僅是安全或堆熔頻率，還需要從貼近核電廠實踐的角度分析事故的機理，從而分析如何更好地控制機組和更符合電廠的實際需求。

蒸汽發生器失去二次側給水是AP1000一種典型的始發事件，預期在核電廠的運行中會發生一次或數次，很多專家對此進行了研究[1-4]。這些研究使用的事故假設都是保守的，不考慮非安全設備的正面作用。在電廠實際運行過程中，機組的現實配置都包含了非安全設備。在事故發生時，這些非安全設備在事故的處理階段可能帶來干擾，但如果能充分考慮非安全設備的作用，則可能為機組的控制帶來極大的便利。

本文選取AP1000二回路失去給水的事故進行研究，通過分析事故的整體過程，對研究事故的機理進行研究，探討當前事故控制存在的問題，并提出事故控制優化的方向。

1 事件的假設初態

AP1000機組，在25%Pn功率運行。蒸汽發生器的主給水突然喪失，反應堆由于蒸汽發生器液位低而停堆。啟動給水系統投入后，因意外失去。這時的主要參數的變化情況是：反應堆停堆后，一回路溫度壓力均正常下降。蒸汽發生器壓力在大氣釋放閥組投入后穩定在設定值，由于啟動給水的冷水效應及二回路用汽，蒸汽發生器壓力輕微下降。一回路由于溫度下降而收縮，蒸汽發生器液位也同步收縮。

隨后事故進程的主要階段是：非能動余熱排出系統(PRHR)自動投入；S信號觸發；堆芯冷超壓；一回路泄壓；穩壓器水位降低。

2 事故機理分析

2.1 PRHR自動投入

PRHR的主要功能就是為反應堆提供應急堆芯衰變熱移除，可以用于運行瞬態、事故工況或者任何通過蒸汽發生器的正常余熱排出路徑失效的情況，在正常余熱排出路徑失效的事故緩解中起到主導作用。

設計上，在蒸汽發生器失去了正常余熱排出功能(蒸汽發生器液位低疊加啟動給水流量低)，PRHR就會自動投入。

PRHR從一回路熱端引出，通過熱交換器后回到蒸汽發生器下封頭冷端。

有研究表明[1]，由于主泵驅動壓頭的存在，在PRHR投運后，PRHR的換熱能力高達150 MW(見圖1)。在不進行干預的情況下，約20 min后，一回路達到S信號定值。

圖1 PRHR功率[1]Fig.1 PRHR power[1]

實際上，由于停堆后一回路溫度的降低，疊加啟動給水的冷水效應，在PRHR投運后可能在幾分鐘內一回路即達到觸發S信號的定值。

2.2 S信號觸發

S信號觸發后，會觸發一系列的自動保護信號，其中包括隔離蒸汽發生器二次側給水及用汽、停運主泵、觸發PRHR、啟動堆芯補水箱(CMT)等。AP1000的S信號與M310機組的安注信號類似[5,6]。AP1000與M310機組對應的安注信號觸發的自動動作簡單對比如表1所示。

表1 AP1000與M310安注信號自動動作比較Table 1 Comparison of Automatic Actions of AP1000 and M310 triggered by safety injection Signals

在AP1000機組上，一回路冷端溫度低至263 ℃即觸發S信號。而在M310機組上，安注信號觸發需要一回路平均溫度低(284 ℃)耦合二次側蒸汽流量高或蒸汽壓力低。相對而言，AP1000在觸發安注動作的設計上更保守；M310機組在安注啟動的判斷上考慮更多參數。

因為蒸汽發生器的冷卻功能不再作為安全功能，所以，S信號自動隔離了蒸汽發生器的給水側及蒸汽側，而作為防止二次側超壓的安全閥及大氣釋放閥組則予以保留。這種自動動作可有效應對蒸汽發生器二次側破口及U型管破口事故。通過這些自動動作，不再要求操縱員立即手動隔離蒸汽發生器。

但是，蒸汽發生器的隔離也使得二次側的熱量無法傳遞出去，蒸汽發生器實際成為了一個熱源，其溫度甚至可能高于堆芯的溫度。由于S信號使得主泵跳閘，一回路喪失強迫循環，一回路整體布局形成堆芯、蒸汽發生器兩個熱源，PRHR一個冷源的結構。

內部換料水箱(IRWST)位置略高于堆芯，從一回路熱端引出的熱水在IRWST中被冷卻后自然循環回流至蒸汽發生器下封頭冷端，此時PRHR僅冷卻堆芯。這個回路旁路了蒸汽發生器，對堆芯的冷卻效率更高。

堆芯補水箱啟動后，冷水依靠重力及自然循環直接注入堆芯，更進一步對堆芯造成冷卻。M310機組的高壓安注是通過冷端注入堆芯。而AP1000的啟動堆芯補水箱是直接注入堆芯。這種直接注入堆芯的方式雖然冷卻堆芯更有效，卻也給壓力容器帶來了更大的熱沖擊。

從圖2可以看出PRHR和CMT在事故期間的整體運行情況。

由于蒸汽發生器成為一個熱源，在整體上，一回路失去自然循環，實際造成了一回路兩分：堆芯部分和蒸汽發生器部分。蒸汽發生器與一回路其他部分沒有了熱交換。一回路參數開始紊亂，溫度參數不具備整體的代表性，只能代表測量點的溫度。由于壓力具有快速傳遞的特性，一回路各處的壓力基本保持一致。

圖2 PRHR和CMT運行情況Fig.2 The operation of PRHR and CMT

2.3 堆芯冷超壓及一回路泄壓

在一回路兩分的情況下，疊加PRHR的冷卻及堆芯補水箱(CMT)的冷水注入，堆芯部分的溫度快速下降，同時蒸汽發生器部分一次側、二次側溫度保持不變。在安注時，一回路壓力最初因堆芯收縮下降，后因為蒸汽發生器溫度不變，膨脹使一回路壓力傾向保持不變。在一回路溫度和壓力的共同作用下，堆芯過冷度急劇增加，壓力容器受到承壓熱沖擊及出現冷超壓。

為避免冷超壓帶來的風險，根據AP1000事故程序，需要執行應對帶壓熱沖擊即將發生的響應規程。 即通過自動泄壓系統(ADS)對一回路進行手動降壓至3.2 MPa。

由于蒸汽發生器二次側之前一直沒有進行泄壓，蒸汽發生器內一二次側水溫基本一致，一旦一回路壓力低于蒸汽發生器的壓力，蒸汽發生器的一次側將發生汽化；蒸汽發生器一次側汽化形成汽腔。多余的一回路水進入穩壓器，穩壓器出現滿溢。沒有滿足給水流量喪失事故下穩壓器不能滿溢的限制準則[7]。

此時，一回路徹底分為兩個部分：水實體側的堆芯及穩壓器部分、帶汽腔的蒸汽發生器一次側部分。

2.4 降低穩壓器水位

為了降低穩壓器液位，根據事故規程，可以通過上充下泄管線建立穩壓器液位，必要時需開啟壓力容器頂蓋排氣閥，將壓力容器頂蓋可能存在的汽體排放至IRWST。

顯而易見，在蒸汽發生器存在汽腔的情況下，無論通過上充下泄管線還是通過壓力容器頂部閥門的排汽對降低穩壓器液位是無效的，只能降低蒸汽發生器汽腔的液位。壓力容器頂部排氣及PRHR逐漸失效導致堆芯過冷度下降，甚至可能導致堆芯過冷度為0 ℃。

在一回路兩分情況下，降低穩壓器水位最簡單、最直接的方法就是盡快恢復二回路的冷卻功能。這時，主要的注意事項是，降溫不能過快，避免造成穩壓器水位降低過快，從而造成保護系統的再次投入。

3 結論

從上面的事故機理分析可知，在有主泵驅動壓頭情況下，PRHR的冷卻功能極強，PRHR投入后很容易造成一回路溫度快速降低并觸發S信號。在機組實際控制過程中應注意避免PRHR自動投入。

由于S信號的觸發，在AP1000針對堆芯多重冷卻的作用下，壓力容器受到承壓熱沖擊及出現冷超壓，從而威脅到壓力容器的完整性。根據事故規程進行泄壓后將導致一回路兩分及穩壓器滿溢?，F有規程通過壓力容器頂部排汽閥無法降低穩壓器水位，且容易導致堆芯過冷度降低到0 ℃。在事故處理過程中應充分理解一回路兩分的事故機理，并盡快投入蒸汽發生器的冷卻功能，避免自動泄壓系統的投入。

由于S信號的設置沒有考慮耦合其他參數，在AP1000的后續運行過程中，S信號可能還會觸發，需要關注因此帶來的瞬變次數的限制。在反應堆保護設置時應盡可能均衡配置，避免過度保守。