國產先進壓水堆核電廠SGTR事故質量釋放與滿溢分析研究

賈 斌，高新力，孟利利，石興偉，靖劍平，馬 帥

(生態環境部核與輻射安全中心 國家環境保護核與輻射安全審評模擬分析與驗證重點實驗室，北京 102488)

國產先進壓水堆是以我國三十余年核電廠科研、設計、建造、調試、運行經驗和近年來核電發展及研究領域的最新成果為基礎，融合借鑒國際先進三代核電技術[1]的設計理念，充分汲取福島核事故[2]經驗反饋，具有完善的嚴重事故預防和緩解措施的先進堆型。

目前有關國產先進壓水堆的核安全審評工作已經在生態環境部核與輻射安全中心(簡稱：核安全中心)開展。相比于傳統2代及2代加核電機組，國產先進壓水堆在緩解設計基準事故方面的重大變化是取消高壓安注系統，加入二次側快速冷卻系統，事故過程中通過快速冷卻系統的運行將一次側壓力和溫度迅速降低，實現中壓安注系統的盡早啟動。針對這一變化，審評人員對快速冷卻系統的運行性能提出了質疑，需要開展試驗或計算分析以驗證。

SGTR事故[3，4]是指由于蒸汽發生器(SG)一根U型傳熱管完全斷裂造成的冷卻劑喪失速率超過補給系統正常補水能力的冷卻劑裝量減少事故。假設事故發生時反應堆處于功率運行，由于帶有放射性的冷卻劑經由破口流入二次側，這將導致二回路系統放射性增加。如果在事故期間核電廠喪失廠外電源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性將通過蒸汽發生器大氣釋放閥或安全閥排至大氣中。這意味著核電廠同時失去兩道安全屏障(冷卻劑壓力邊界和安全殼)的完整性，是一種放射性釋放較為嚴重的事故。在緩解國產先進壓水堆SGTR事故的過程中，二次側快速冷卻系統是非常重要的專設安全設施。

RELAP(reactor excursion and leak analysis program)[5]系列軟件是美國愛達荷(Idaho)國家工程實驗室(INEL)為NRC開發的輕水堆瞬態分析程序，可模擬壓水堆系統的瞬態過程，其范圍包括失水事故、失流事故、給水喪失事故及未能緊急停堆的預期瞬態、失去廠外電、全廠斷電、汽輪機脫扣等核電廠瞬態和事故，幾乎覆蓋了核電廠所有的熱工水力工況。RELAP程序系列的最早版本是1966年的RELAPSE(Reactor Leak and Power Safety Excursion)。20世紀80年代發布的RELAP5/mod3版本，是世界上應用最為廣泛的熱工水力系統程序。RELAP5/mod3.3版本是由美國NRC于2001年，經過大量的實驗數據和運行經驗反饋，對RELAP5系列程序的升級和改進后發布的，在國內和國際均具有廣泛應用。在核安全中心，RELAP5/mod3.3是主要的事故分析計算工具。

因此，基于以上描述和我們之前已經開展的相關工作[6-8]，我們應用RELAP5程序從事故造成的最大質量釋放和破損SG最大水裝量兩個角度分別開展了國產先進壓水堆SGTR事故分析研究，重點分析國產先進壓水堆SGTR事故的特點和二次側快速冷卻系統的運行性能。

1 分析模型

依據國產先進壓水堆的系統設計，應用RELAP5程序在SNAP[9]界面下建立全系統模型，模型包括堆芯系統、穩壓器系統、主蒸汽管道系統、二次側快速冷卻系統、安注系統、上充下泄系統、軸封系統以及三個環路系統，每個環路由一個熱管段、一個過渡段、一個冷管段、一臺主冷卻劑泵和一臺SG組成。圖1為SNAP界面下機組RELAP5模型的節塊示意圖。

圖1 SNAP程序中國產先進壓水堆系統節塊示意圖Fig.1 Domestic Advanced PWR RELAP5 Model Nodal Diagram under SNAP Interface

為了模擬SGTR事故，需要在一臺SG的U型傳熱管上設置一個破口，與二次側水空間相連，進而實現一次側向二次側泄漏的模擬。由于位于蒸汽發生器冷段側的破口比熱段側的破口具有更大的初始破口流量，所以將破口設置在位于蒸汽發生器管板上部的傳熱管出口處(冷段)的單根傳熱管上，并且為雙端斷裂。如圖1所示，在機組正常運行下，單根傳熱管連接二次側的閥門12、14處于關閉狀態，閥門18開啟，保證單根傳熱管與SG冷卻劑出口封頭的連接；SGTR事故發生后，閥門18關閉，閥門12、14開啟，形成一次側向二次側的泄漏。

2 分析假設

本分析分別針對國產先進壓水堆SGTR事故的兩種危險工況開展，具體如表1所示。

表1 國產先進壓水堆SGTR事故工況列表Table 1 Situations of SGTR Accident for Domestic Advanced PWR

2.1 總體分析假設

(1)初始工況

對于反應堆初始功率，5%NP下蒸汽發生器二次側初始水裝量較102%NP下蒸汽發生器二次側初始水裝量大，并且事故初期不考慮蒸汽發生器水位調節，因此5%NP工況下破損蒸汽發生器將更容易滿溢；同時，對初始功率為5%NP的工況，事故開始時就假定汽輪機停運，而且蒸汽旁排不可用，含有放射性的氣體即通過大氣釋放閥排放到大氣，這大大增加了向環境的蒸汽排放量。因此，本分析選擇初始功率定為5%NP工況。

同時，除了初始功率外，其他的一些初始參數也需要保守選取，包括：一、二次側壓差，冷卻劑平均溫度，穩壓器壓力，穩壓器水位等等。

(2)初因事件和功能假設

蒸汽發生器一根傳熱管在0 s時刻發生雙端剪切斷裂。

功能假設主要如下：

1)安注系統流量取最大；

2)在主給水停運信號產生后，經過一保守的時間延遲(7 s)后，主給水泵停運；

3)輔助給水溫度和流量取最大值以利于蒸汽發生器滿水和降低蒸汽發生器一、二次側的傳熱；

4)假定冷凝器不能用。完好蒸汽發生器的大氣釋放閥可用于一回路的冷卻；

5)化學容積控制系統(RCV)保守設置，包括：上充流量、下泄流量和軸封流量。

(3)單一故障

假設完好蒸汽發生器的一個大氣釋放閥開啟失效。

(4)控制和保護系統

對于初始功率為5%NP的工況，事故開始后，穩壓器水位不斷降低，蒸汽發生器水位不斷上升。由于蒸汽發生器水位自動控制失效，因此蒸汽發生器水位上升到蒸汽發生器水位高高。該信號觸發主給水泵停運，然后主給水流量低信號啟動輔助給水電動泵。蒸汽發生器水位高高和穩壓器水位低低符合觸發反應堆緊急停堆，隨之隔離相應蒸汽發生器的輔助給水。

(5)操縱員干預

假設在反應堆緊急停堆后30 min操縱員開始動作。首先，操縱員識別并隔離破損蒸汽發生器；然后，操縱員通過冷卻一回路系統、停中壓安注和采用穩壓器噴淋降低一回路壓力來減少破損蒸汽發生器一次側向二次側的泄漏。

2.2 兩工況分析假設區別

由于兩種工況考慮的危險不同，保守假設也有所區別：

工況1不考慮喪失廠外電，在事故進程中主泵正常運行，穩壓器正常噴淋可用；

工況2考慮停堆時喪失廠外電，這將導致主泵惰轉以及穩壓器正常噴淋不可用，將啟動穩壓器輔助噴淋系統。

3 分析結果

工況1得到的事件序列見表2，事故過程中主要參數變化趨勢如圖2所示。工況2得到的事件序列見表3，事故過程中主要參數變化趨勢如圖3所示。

圖2 國產先進壓水堆SGTR事故工況1主要參數變化趨勢Fig.2 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.1

表2 國產先進壓水堆SGTR事故工況1序列Table.2 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.1 for Domestic Advanced PWR

表3 國產先進壓水堆SGTR事故工況2事故序列Table.3 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.2 for Domestic Advanced PWR

兩種工況在分析假設上存在差別，會導致事故進展速度和最終結果產生差異，但重點參數的總體變化趨勢是一致，現以工況1為例具體描述一下事故進程。

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0 s時刻破口發生，冷卻劑由破口向破損SG二次側流入，導致穩壓器水位、壓力迅速下降，破損SG水位開始升高，如圖2(b)、圖2(c)和圖2(j)所示。根據保守假設汽輪機在事故開始就停運，蒸汽旁排也不可用，SG依靠大氣釋放閥向外界進行質能排放，對一回路冷卻劑進行冷卻，同時上充下泄系統以最大上充流量向一回路補充冷卻劑，如圖2(d)所示，目的在于延緩穩壓器壓力和水位的下降，進而延遲停堆，惡化事故后果。

隨著穩壓器水位低低和破損SG水位高高信號全部達到，反應堆停堆，同時隔離主給水，啟動輔助給水，如圖2(h)所示。輔助給水以最大流量注入，利于蒸汽發生器滿水和降低蒸汽發生器一、二次側的傳熱，惡化事故后果。但由于破損SG水位已達高高，同時疊加穩壓器水位低低信號，破損SG的輔助給水被隔離。

隨著事故發展，穩壓器壓力低低信號達到，安注信號觸發，而此時由于一回路壓力過高，導致安注無法注入。延遲10 s后快速冷卻開始，SG大氣釋放閥開始逐漸降低開啟整定值，實現對一回路快速降溫降壓，保證中壓安注的有效注入。如圖2(c)、圖2(e)和圖2(g)所示。

當堆芯出口過冷度達到整定值，第一列安注泵停止，如圖2(e)所示。

在停堆30 min后，操縱員開始干預，上充隔離[見圖2(e)]，破損SG隔離，破損環路二次側大氣釋放閥關閉，快速冷卻停止，操縱員通過手動調整完好SG大氣釋放閥的開啟整定值繼續實現100 ℃/h的一回路降溫目標。在程序模擬計算中，此過程仍然依賴程序自行完成，只是關閉了破損SG的大氣釋放閥。此后破損SG的壓力開始迅速上升，如圖2(c)所示。

之后隨著堆芯出口過冷度的進一步升高，操縱員啟動穩壓器噴淋[見圖2(f)，在工況2中正常噴淋不可用，啟動輔助噴淋，圖3(f)]，進而導致穩壓器壓力迅速降低[見圖2(c)]，穩壓器水位開始回升[見圖2(b)]，破損SG壓力與一回路壓力不斷趨于平衡，甚至由于穩壓器噴淋的原因，導致部分時間里破損SG壓力大于一回路壓力，造成了破口流量的逆流[見圖2(a)]。

表4中給出了兩種工況計算結果的主要差異。

表4 兩種工況計算結果主要差異Table4 Main Difference of the Two Situations

圖3 國產先進壓水堆SGTR事故工況2主要參數變化趨勢Fig.3 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.2

如表4所示，工況1的大氣質量釋放大于工況2，這是由于主泵的持續運轉，堆芯余熱向二次側的傳遞速度快，導致在事故前期工況1破損SG二次側工質能量高于工況2。而破損SG的大氣質量釋放集中在事故前期(事故開始至操縱員干預后隔離破損SG)，所以就導致工況1發生了更大的大氣質量釋放。最終，通過對比安全分析報告中的計算結果[10]，本分析的放射性后果是在可接受劑量水平限值范圍內。

工況2的破損SG最高水位大于工況1，與工況1相反，在工況2中由于疊加喪失廠外電，停堆后主泵開始惰轉，堆芯余熱向二次側的傳遞速度慢，導致在事故前期工況2破損SG二次側工質能量低于工況1，在減緩大氣釋放的同時，大量冷卻劑滯留在破損SG的二次側，導致工況2破損SG水位高于工況 1。事故后期隨著操作員開始干預，破損SG隔離，由于工況2正常噴淋不可用，輔助噴淋能力要弱于正常噴淋，弱化了對一次側的降壓能力，導致工況2的一次側長時間處于高壓狀態，增大了破口流量，導致工況2破損SG水位進一步高于工況1。最終，工況2得到的破損SG上部空間最高水位為5.687 m，低于SG的最高水位，沒有發生滿溢。

4 結論

本工作應用RELAP5程序分別對國產先進壓水堆SGTR事故造成的最大質量釋放和破損SG最大水裝量兩種工況開展了計算分析。分析結果表明，對于工況1，由于主泵的持續運轉，堆芯余熱向二次側的傳遞速度快，會造成更大的質量釋放；對于工況2，由于疊加喪失廠外電，導致主泵不能正常運行和穩壓器正常噴淋不可用，造成破損SG更大的水裝量。

然而總體來看，當國產先進壓水堆發生SGTR事故時，機組通過啟動運行相關的安全設施包括：安注系統、輔助給水系統、二次側快速冷卻系統、穩壓器噴淋系統、上充下泄系統等，可以有效緩解事故后果，實現安全停堆、堆芯余熱導出等安全目標。最終，破口流量終止[見圖2(a)、圖3(a)]，破損的蒸汽發生器不會發生滿溢現象[見圖2(j)、圖3(j)]。后期通過對放射性釋放的環境影響評價分析，表明事故造成的放射性釋放在相應的安全限值標準范圍內。

二次側快速冷卻系統作為國產先進壓水堆獨特且重要的專用安全設施，具有良好的運行性能。國產先進壓水堆雖然沒有高壓安注系統，但通過二次側快速冷卻系統的運行，可以實現一回路冷卻劑系統的快速降壓和冷卻，進而使中壓安注系統可以盡快投入使用，保證了對事故后果的及時緩解。

致謝

本文承蒙大型先進壓水堆核電站國家科技重大專項《核動力廠安全分析用計算機軟件評估基準題及共享平臺開發》(編號：2019ZX06005001)項目資助，特此感謝。

同時感謝國家環境保護核與輻射安全審評模擬分析與驗證重點實驗室為本研究提供的支持和幫助。