嚴重事故緩解系統薄弱環節分析與對策

楊永燈

（中核核電運行管理有限公司，海鹽 314300）

繼1979年美國三哩島事故、1986年蘇聯切爾諾貝利核事故之后，2011年日本發生福島核事故，這說明核電廠發生嚴重事故的概率很低，但是一旦發生后果十分嚴重［1］。因此，針對核電廠嚴重事故須做好更加充分有效的應對措施。

秦山第二核電廠（以下簡稱秦二廠）為降低嚴重事故風險（即降低嚴重事故發生幾率和嚴重事故的后果），開發了嚴重事故管理導則（SAMG）。嚴重事故的管理措施可以分為嚴重事故預防措施和嚴重事故緩解措施：一方面，在事件發展到超設計基準事故之前，通過安全系統的響應預防堆芯損壞和放射性釋放；另一方面，通過采取各種可以利用的措施來緩解嚴重事故的后果，以及使反應堆重新達到安全穩定的狀態［2，3］。

嚴重事故現象多種多樣，產生的威脅也有多種，核電廠采取的措施也涉及多個系統或設備、多種方式。在核電廠運行期間，通過執行定期試驗檢查系統和設備的可用性，發現存在的缺陷問題并及時進行處理，恢復系統設備可用性。執行定期試驗時有發現系統設備存在缺陷的情況，其中包含嚴重事故預防措施和嚴重事故緩解措施相關的系統設備，因此，對應的嚴重事故預防措施和嚴重事故緩解措施存在失效的可能。鑒于此，本文根據秦二廠1號機組嚴重事故管理導則，找出嚴重事故緩解措施中的薄弱環節對應的系統和設備，同時加強對薄弱環節的監督，以確認其可用，從而降低核電廠嚴重事故風險。

1 秦山第二核電廠SAMG簡介

秦二廠SAMG開發于2010年至2012年，是針對核電站可能發生的嚴重事故的管理導則，是嚴重事故處置的指導文件。SAMG設計理念為：主控室操縱員主要任務是防止堆芯損傷；技術支持中心（TSC）人員借助SAMG管理系統全面分析判斷核電廠系統設備狀態，同時給出應對措施建議，以減輕嚴重事故影響［4］。

秦二廠SAMG與應急運行規程（EOP）的接口設置在極限事故堆芯監視規程（U1）及使用U規程時之監督程序（SPU）規程中。當堆芯出口溫度大于650℃且U1規程中堆芯冷卻行動失敗、堆芯出口溫度沒有下降趨勢時，根據當班反應堆值班長的決定，從U1規程和SPU規程進入SAMG。

秦二廠SAMG主要包括以下幾類文件：診斷流程圖（DFC）、嚴重威脅狀態樹（SCST）、嚴重事故主控室導則（SACRG）、嚴重事故導則（SAG）、嚴重威脅導則（SCG）、嚴重事故出口導則（SAEG）和輔助計算（CA）［5］。

2 嚴重事故緩解系統薄弱環節分析

核電廠嚴重事故現象主要包括：氫氣燃燒、蒸汽爆炸、高壓熔融物噴射、安全殼真空等。在嚴重事故情況下，首先要盡可能長時間地保持安全殼的完整性；其次要盡可能降低放射性物質向環境的釋放；再次盡快終止嚴重事故進程，冷卻熔融物，維持長期冷卻排出安全殼內熱量［6］。

秦二廠嚴重事故管理導則開發分析研究是基于秦二廠一級概率安全分析（PSA）結果并參考西屋設計的嚴重事故管理導則薄弱環節評價進行的，研究得出結論：秦二廠在緩解熔融物可冷卻性、安全殼旁通等方面存在薄弱環節。這些薄弱環節，一方面可以通過一些預防措施防止其發生，另一方面可通過設置適當的嚴重事故緩解措施減輕產生的后果［7］。

對于熔融物可冷卻性嚴重事故現象，主要威脅是當反應堆壓力容器失效后，熔融物落入堆腔與混凝土發生作用（MCCI），在缺乏冷卻手段的情況下，將會熔穿安全殼地板。相關事件序列為壓力容器失效、熔融物進入安全殼。秦二廠采用干式堆腔設計，通過向安全殼注水的方式淹沒熔融物，未專門采取冷卻堆外熔融物的措施。當向安全殼注水時，水首先匯集到安全殼地坑，水位上升后，水通過堆腔儀表間或主管道與堆腔間的縫隙進入堆腔淹沒熔融物。緩解措施主要是通過安全殼噴淋（EAS）、核島消防水（JPI）、消防水生產（JPP）等系統向安全殼內注水淹沒熔融物緩解MCCI；也可以通過安全注入系統（RIS）、化學和容積控制系統（RCV）、水壓試驗泵及其汽輪發電機組系統（LLS）水壓試驗泵等向一回路注水，水再通過破口進入安全殼淹沒熔融物緩解MCCI。

對于安全殼旁通嚴重事故現象，主要威脅是由于蒸發器傳熱管破裂（SGTR）或中小破口失水事故（ISLOCA）造成安全殼旁通，使放射性泄漏到安全殼外。相關事件序列包括SGTR事故造成安全殼旁通，高壓序列誘發的SGTR造成的安全殼旁通。緩解措施主要是通過一次側卸壓減少到安全殼外的泄漏；也可通過安全殼空氣監測系統（ETY）恢復安全殼隔離。一旦發生安全殼旁通且無法隔離的情況，一次側的卸壓能力可能不足以終止泄漏，這時將通過一回路卸壓等手段減輕事故后果。

一回路卸壓的主要手段是反應堆冷卻劑系統（RCP）穩壓器安全閥和穩壓器輔助噴淋閥。當燃料包殼快速氧化之后，穩壓器安全閥和穩壓器輔助噴淋閥的可用性可能無法完全保證，穩壓器安全閥在嚴重事故下的可用性不確定。進入嚴重事故工況后，如果先導箱仍能保持其功能，而且在嚴重事故環境條件下，電磁閥在持續通電的情況下不會失效，則穩壓器安全閥在嚴重事故工況下具有保持其功能的可能性。在包殼快速氧化之后，安全殼下部空間的溫度較高，將可能導致穩壓器輔助噴淋閥的可用性無法保證。

3 嚴重事故相關核安全監督分析

核安全監督工作之一就是獨立監督電廠核安全水平，重點任務包括監督安全相關系統定期試驗執行情況、預防性維修執行情況以及糾正性維修缺陷處理情況。在這些監督工作中，重點要加強對嚴重事故緩解系統涉及系統和設備的定期試驗執行情況的監督，以及時發現系統設備存在的缺陷問題，若缺陷沒有被發現，就不能對其進行處理。

3.1 嚴重事故緩解系統薄弱環節監督

秦二廠在緩解熔融物可冷卻性、安全殼旁通等方面可能存在薄弱環節，尤其是安全殼旁通方面。因此，在機組運行期間，應加強對緩解熔融物可冷卻性、緩解安全殼旁通相關系統和設備的核安全監督。嚴格執行定期試驗，嚴格按照試驗規程的驗收準則評判試驗結果，保證相關系統設備的可用性，保證嚴重事故下可以實現相應的功能。從嚴重事故緩解措施對應的各個系統相應的定期試驗項目中分析查找出重要的定期試驗驗證項目，并結合其驗收準則，明確試驗關注重點。當這些試驗項目不能滿足驗收準則時，核電廠運行、技術、維修、核安全監督等專業人員，要及時分析缺陷原因并處理缺陷。對重要試驗參數進行收集整理，對于有劣化趨勢的參數進行趨勢分析，分析原因，并制定糾正措施，避免系統設備發生不可用的情況。具體監督項目及關注重點見表1-表7。

表1 緩解措施中須加強監督的EAS系統定期試驗Table 1 Periodic tests of EAS which need to paid more attention to of mitigation measure

表2 緩解措施中須加強監督的ETY系統定期試驗Table 2 Periodic tests of ETY which need to paid more at?tention to of mitigation measure

表3 緩解措施中須加強監督的JPI系統定期試驗Table 3 Periodic tests of JPI which need to paid more attention to of mitigation measure

表4 緩解措施中須加強監督的JPP系統定期試驗Table4 Periodic tests of JPP which need to paid more attention to of mitigation measure

表5 緩解措施中須加強監督的LLS系統定期試驗Table 5 Periodic tests of LLS which need to paid more attention to of mitigation measure

表6 緩解措施中須加強監督的RCP系統定期試驗Table 6 Periodic tests of RCP which need to paid more attention to of mitigation measure

表7 緩解措施中須加強監督的RIS系統定期試驗Table 7 Periodic tests of RIS which need to paid more attention to of mitigation measure

3.2 嚴重事故預防措施監督

根據前面分析描述，造成安全殼早期失效的原因主要是一回路高壓。而一回路卸壓的緩解措施又是薄弱環節，因此，需要分析會引起一回路高壓的始發事件，保證這些始發事件對應的事故序列需要執行的安全功能對應的前沿系統的可用性。

在秦二廠一級PSA分析中得知：會產生一回路高壓的事件序列始發事件主要有小破口失水事故、中破口失水事故及各類瞬態。在這些始發事件發生后，前沿系統中的一個或多個系統、設備不可用而不能實現其安全功能，都將導致事故惡化，造成堆芯損壞［8］。涉及的未能實現的安全功能有：棒控棒位系統（RGL）未能緊急停堆，安全注入系統（RIS）安注箱注入失敗，低壓安注投入失敗，低壓安注再循環投入失敗，低壓安注冷熱段再循環投入失敗，高壓安注投入失敗，高壓再循環投入失敗，安噴運行失敗，安噴再循環運行失敗，輔助給水系統（ASG）輔助給水和汽機旁路排放系統（GCT）汽機旁排運行失敗，余熱排出系統（RRA）投入失敗，手動打開穩壓器安全閥失敗，以及重要的6 kV應急交流電源系統（LHP/LHQ）應急柴油發電機組不可運行等等。如果以上安全功能在事故中可以實現，即這些安全功能相關系統設備完好可用，那么就可以大大降低堆芯損壞的概率，從而減小嚴重事故的后果。因此，在機組運行期間，必須加強對表1-表7所列系統設備的核安全監督，此外，還須對表8-表12所列系統設備加強監督。

表8 預防措施中須加強監督的ASG系統定期試驗Table 8 Periodic tests of ASG which need to paid more attention to of prevent measure

表9 預防措施中須加強監督的GCT系統定期試驗Table 9 Periodic tests of GCT which need to paid more attention to of prevent measure

表10 預防措施中須加強監督的LHP/LHQ系統定期試驗Table 10 Periodic tests of LHP/LHQ which need to paid more attention to of prevent measure

表11 預防措施中須加強監督的RGL系統定期試驗Table 11 Periodic tests of RGL which need to paid more attention to of prevent measure

表12 預防措施中須加強監督的RRA系統定期試驗Table 12 Periodic tests of RRA which need to paid more attention to of prevent measure

4 結論

本文通過結合秦山第二核電廠嚴重事故管理導則得出的緩解系統薄弱環節，分析得出緩解系統薄弱環節涉及的系統和設備。從嚴重事故緩解措施和嚴重事故預防措施兩個方面，對定期試驗執行項目及驗收準則進行分析，給出各系統對應的重要定期試驗項目和試驗關注點，建議在運行期間對其加強監督，做好試驗記錄及進行趨勢分析，確保這些系統設備可用，提高可靠性從而降低核電廠嚴重事故風險。