安全注入系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)早期互為備用事故策略研究

吳廣君，王　超，李　龍，梅　亮，楊自軍

安全注入系統(tǒng)與安全殼噴淋系統(tǒng)早期互為備用事故策略研究

吳廣君，王超，李龍，梅亮，楊自軍

（蘇州熱工研究院有限公司深圳分公司，廣東 深圳，518000）

在大部分CPR1000堆型核電廠中，安全注入系統(tǒng)（RIS）和安全殼噴淋系統(tǒng)（EAS）的互為備用僅應(yīng)用于大LOCA（Loss of coolant accident）事故工況后15天。陽江核電廠5號、6號機組進行了H4管線（安全注入系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)互為備用的連接管線）改進，將安全注入系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)的互為備用也可應(yīng)用于中、小LOCA事故的早期工況。本文研究RIS系統(tǒng)和EAS系統(tǒng)早期互為備用在狀態(tài)導向法事故運行程序SOP（State Oriented Procedure）中的應(yīng)用，結(jié)合基于H4管線改進的現(xiàn)實性事故分析，設(shè)計出中、小LOCA疊加H4工況（低壓安注泵全部失去或噴淋泵全部失去）事故處理的策略及手段。

核電廠；安全注入系統(tǒng)；安全殼噴淋系統(tǒng)；早期；互為備用

福島核事故使業(yè)界認識到核電廠發(fā)生超設(shè)計基準事故（災(zāi)害）的可能性，國家核安全局對新建電廠提出要進一步提升電廠安全水平的要求，并進行安全審查[1,2]。CPR1000機組具有兩列安全系統(tǒng)，但安全殼噴淋系統(tǒng)（EAS）噴淋泵和安注系統(tǒng)（RIS）低壓安注泵具有類似特性，仍然需要考慮設(shè)計基準事故（DBA）疊加專設(shè)安全系統(tǒng)的共因故障，因此需要考慮EAS系統(tǒng)噴淋泵和RIS系統(tǒng)的低壓安注泵互為備用的工況，該工況屬于超設(shè)計基準事故（BDBA）工況。IAEA安全報告No.48[3]中也指出確定事故范圍需要考慮事故發(fā)生的頻率以及安全監(jiān)管當局的要求[4 - 6]。現(xiàn)有的H4事故程序（安全注入系統(tǒng)RIS和安全殼噴淋系統(tǒng)EAS互為備用）僅考慮大LOCA事故15天后的緩解措施。為了在事故工況下更好地利用EAS系統(tǒng)熱交換器，實現(xiàn)RIS系統(tǒng)和EAS系統(tǒng)早期備用的目的，進行了H4管線改進，優(yōu)化系統(tǒng)設(shè)計，克服當前H4管線的技術(shù)缺陷。

本文研究H4管線改進后，將RIS系統(tǒng)和 EAS 系統(tǒng)的互為備用應(yīng)用于需要噴淋泵或低壓安注泵的早期事故工況。研究的內(nèi)容包括H4改進前后系統(tǒng)設(shè)計對比，考慮H4改進的現(xiàn)實性事故分析以及改進后事故程序策略開發(fā)。

1　H4管線改進

1.1　改進原因

改進前H4管線的設(shè)計有以下不足之處：

（1）在事故發(fā)生15天后H4管線才被允許投入使用，只能用于事故后長期階段互為備用，基本不具備早期互為備用的功能，對降低堆芯融化概率（CDF）貢獻較小；

（2）由于流程與布置設(shè)計的原因，啟用H4管線前需操縱員在現(xiàn)場對高放射性管道進行充水排氣，人員受輻照風險較大；

（3）低壓安注泵可能長期在過低的流量下運行，對設(shè)備本體的可靠性不利；

（4） H4管線內(nèi)的流速偏高，存在誘發(fā)流致振動的風險。

針對改進前H4管線設(shè)計缺點，提出了以H4管線改進為核心的堆芯冷卻系統(tǒng)設(shè)計優(yōu)化方案。專項安全評價表明，優(yōu)化后的方案能夠?qū)崿F(xiàn)事故后安全注入系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)早期互為備用的目的。采用H4管線改進后事故序列內(nèi)部事件一級PSA（Probability Safety Analysis）評價模型使總堆芯融化概率CDF（Core Damage Frequency）值減少了9.7×10-7/堆年。提高了CPR1000核電廠的安全性[7]。

1.2　流程簡圖

原CPR1000機組設(shè)計的H4管線[8]在每個安全系列中包括兩條管道，其中一條從EAS系統(tǒng)換熱器的出口連接到低壓安注泵的入口，另一條為噴淋泵的旁路管線，可以利用這些管線將RIS系統(tǒng)和EAS系統(tǒng)連接起來（見圖1）。在大LOCA事故后長期階段（事故發(fā)生15天之后），兩臺低壓安注泵或兩臺噴淋泵失效的工況下，可以實現(xiàn)低壓安注泵和噴淋泵互為備用，并維持向堆芯注入功能。

改進后的H4管線取消了CPR1000機組現(xiàn)有的H4管線，在每個安全系列上新增兩條H4連接管線：一條連接EAS系統(tǒng)換熱器下游與低壓安注泵出口管線（位于高壓安注泵連接點的上游），另一條連接低壓安注泵與噴淋泵出口。（原理圖見圖2，以A列為例，虛線為新增管線）。在EAS系統(tǒng)換熱器下游到噴淋泵入口增加了小流量管線。正常運行時，所有新增的隔離閥均關(guān)閉，RIS系統(tǒng)和EAS系統(tǒng)互相隔離。

圖1 CPR1000機組原有H4管線原理圖

圖2　H4管線改進后原理圖

1.3　運行方式

改進H4管線后RIS系統(tǒng)和EAS系統(tǒng)的工藝設(shè)計可以實現(xiàn)三種運行方式，分別如下：

（1）運行方式1：噴淋泵失效，低壓安注泵接入EAS系統(tǒng)熱交換器保持注入功能。適用于兩列EAS泵失效且兩列低壓安注泵有效，堆芯無法得到有效冷卻的事件序列。

（2）運行方式2：噴淋泵失效，低壓安注泵接入EAS系統(tǒng)熱交換器器備用安全殼噴淋功能。適用于兩列EAS泵失效且兩列低壓安注泵有效，安全殼無法得到有效冷卻的事件序列。

（3）運行方式3：低壓安注泵失效，EAS系統(tǒng)備用RIS系統(tǒng)。適用于兩列低壓安注泵失效且兩列EAS泵有效，堆芯無法得到有效冷卻的事件序列。

2　現(xiàn)實性事故分析[9,10]

基于H4改進的系統(tǒng)設(shè)計，用PSA分析的方法確定了安全注入系統(tǒng)和噴淋系統(tǒng)早期互為備用的三類事故工況，分別為功率工況下破口類事故、功率工況下充-排類事故以及停堆工況下破口類事故。對三類事故開展現(xiàn)實性事故分析，作為事故程序策略開發(fā)的基礎(chǔ)。

2.1　功率工況破口事故分析

對于功率工況下破口類事故，無論對安全注入直接注入階段還是再循環(huán)階段兩臺低壓安注泵失效進行分析計算，都能滿足燃料包殼溫度低于1 204 K的驗收準則。在40 h 計算時間內(nèi)，機組狀態(tài)穩(wěn)定，可以通過EAS系統(tǒng)再循環(huán)導熱或者H4管線經(jīng)過的EAS換熱器作為最終熱阱使機組達到最終狀態(tài)。圖3，圖4分別為功率工況下一回路51 mm LOCA燃料包殼溫度變化，堆芯出口溫度變化。

圖3 功率工況一回路51 mm LOCA，燃料包殼溫度

圖4 功率工況一回路51 mm LOCA，堆芯出口溫度

2.2　功率工況充排事故分析

對于功率工況下充排類事故，蒸汽管線破裂事故（SLB）引起反應(yīng)性增加，事故初期堆芯功率升高，同時二次側(cè)排熱能力隨之降低。相比其他瞬態(tài)疊加二次側(cè)喪失冷卻事故中最為惡劣，因此選取SLB疊加二次側(cè)完全喪失事故作為包絡(luò)工況。

60 h計算時間內(nèi)，機組狀態(tài)穩(wěn)定。并且能夠滿足燃料包殼溫度低于1 204 K和地坑水溫低于393 K的驗收準則。圖5，圖6分別是是功率工況下充排事故地坑水溫變化，堆芯出口溫度變化。

圖5 功率工況下充排事故地坑水溫度

圖6 功率工況下充排事故堆芯出口溫度

2.3　停堆工況破口事故分析

對于停堆工況下破口類事故，選取壓力、溫度為3 MPa，453 K的一回路破口工況作為包絡(luò)性工況進行分析。因為在同等破口情況下，該工況破口流量最大，可能的安注流量最小，同時對應(yīng)的衰變熱也較大。72 h計算時間內(nèi)，機組狀態(tài)穩(wěn)定，并且能夠滿足燃料包殼溫度低于1 204 K的驗收準則。圖7，圖8分別為停堆工況下一回路51 mm LOCA燃料包殼溫度變化，堆芯出口溫度變化。

圖7 停堆工況一回路51 mm LOCA，燃料包殼溫度

圖8 停堆工況一回路51 mm LOCA，堆芯出口溫度

3　事故程序策略開發(fā)

3.1　SOP原理

以狀態(tài)為導向的SOP事故程序是建立在連續(xù)監(jiān)測機組核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)NSSS（Nuclear Steam Supply System）的六個基本狀態(tài)參數(shù)變化的基礎(chǔ)之上，對于不同的運行狀態(tài)，采取不同的措施使機組達到安全狀態(tài)[11]。六個狀態(tài)參數(shù)分別為反應(yīng)堆次臨界度、一回路水裝量、一回路壓力和溫度、蒸汽發(fā)生器水裝量、蒸汽發(fā)生器完整性以及安全殼完整性。根據(jù)這六個狀態(tài)參數(shù)的惡化程度而導向到不同的事故處理序列，不再以具體的事故為導向；當執(zhí)行完一個事故處理序列后，通過對機組狀態(tài)，包括狀態(tài)參數(shù)及重要設(shè)備及支持功能“定期監(jiān)測”和“再診斷”導向到其他事故處理序列或重新執(zhí)行該序列（如果序列的功能目標沒有實現(xiàn)），或?qū)虻狡渌绦蛱幚恚敝翙C組達到安全狀態(tài)。SOP是一個以狀態(tài)參數(shù)為導向的“閉環(huán)”結(jié)構(gòu)的事故處理過程。其結(jié)構(gòu)如圖9所示。

圖9 SOP結(jié)構(gòu)

3.2　改進后事故處理策略設(shè)計思路

H4管線改進前H4事故程序有如下不足：

（1）事故覆蓋范圍小，僅能覆蓋15天后大LOCA事故發(fā)生兩列低壓安注泵或兩列噴淋泵失效的工況。

（2） H4事故程序是基于事件導向的，不能結(jié)合在SOP體系中作為疊加事故處理。

改進后事故程序的設(shè)計思路是在現(xiàn)實性事故分析的基礎(chǔ)上，結(jié)合SOP程序原理，設(shè)計H4程序策略。

首先在SOP事故程序中對照事故工況進行事故處理路徑的分析，根據(jù)事故路徑分析所涉及的事故程序，確定在定期監(jiān)測和再導向的需要監(jiān)測H4工況的事故程序，然后再分析需要考慮H4改進（如投運低壓安注、噴淋）的序列和模塊。最后在操縱員監(jiān)測事故程序中考慮H4工況出現(xiàn)的判斷（報警），并完成對事故工況的覆蓋。另外還要考慮各事故程序之間的相互接口。

為了在滿足PSA覆蓋事故工況要求的基礎(chǔ)上可以最大程度的減少對其他事故程序的影響，減小操縱員人因失誤的風險，設(shè)計針對“破口”和“充排”（LOCA-H4和Feed and bleed-H4）兩種事故策略，然后在原有SOP程序中增加對是否出現(xiàn)H4工況進行監(jiān)測，并且設(shè)置導向到H4特定策略的接口。

3.3　H4-LOCA 程序策略

H4-LOCA程序的策略考慮了從“安全殼控制”和“破口類事故控制”兩種事故程序?qū)蚨鴣淼那闆r。從“安全殼控制”事故程序?qū)蚨鴣硪驗槭菄娏鼙貌豢捎茫允紫葘⒌蛪簤喊沧⒈貌贾迷贖4管線上，而從“破口類事故控制”事故程序?qū)蚨鴣硪驗槭堑蛪喊沧⒈貌豢捎茫允紫葧娏鼙貌贾迷贖4管線上。然后再根據(jù)判斷“RRA已連接”來區(qū)分初始為功率和工況和停堆工況。最后再根據(jù)不同的初始工況，制定不同的策略并根據(jù)機組張貼參數(shù)導向到不同的事故序列。圖10表示出H4-LOCA程序的策略。

圖10 H4-LOCA程序策略

3.4　H4-Feed and bleed 程序策略

H4-Feed and bleed程序的策略僅考慮了從“安全殼控制”事故程序?qū)蚨鴣淼那闆r。因為充排工況是由于機組失去二次側(cè)導熱，噴淋泵的熱交換器可以將一回路的熱量導出的最后手段，所以H4-Feed and bleed程序是考慮噴淋泵失效的情況。策略是將低壓壓安注泵布置在H4管線上，執(zhí)行充排操作，對堆芯進行導熱，實現(xiàn)機組向冷停堆后撤。圖11為H4-Feed and bleed程序策略。

圖11 H4-Feed and bleed程序策略

4　結(jié)論

本文基于H4管線系統(tǒng)設(shè)計的改進方案以及現(xiàn)實性事故分析結(jié)果，開發(fā)了基于狀態(tài)事故導向事故程序體系的“破口”和“充排”兩種事故類型的H4事故處理策略。該策略最大程度的減少事故程序修改對其他事故處理的影響，減小了操縱員人因失誤的風險。同時使H4管線改進在事故程序管理層面得以落實，提升了機組的安全性。

［1］“十二五”期間新建核電廠安全要求（征求意見稿）［Z］．2013．

［2］ 邱志超，劉宏帥．福島核事故對核電安全設(shè)計的啟示［J］．科技世界，2020，9：230-231．

［3］ IAEA Safety Reports Series No．48，Development and Review of Plant Specific Emergency Operating Procedures［R］．2006．

［4］ IAEA Safety Standards．Safety of Nuclear Power Plants：Design SSR-2/1［S］．2012．

［5］ 王兵，曾會彬．福島核事故后核電廠核應(yīng)急管理探討［J］．輻射防護通訊，2019，39（4）：23-26．

［6］ 種毅敏，陶書生，楊志義．核電廠應(yīng)急運行規(guī)程與嚴重事故管理制單接口分析［J］．核安全，2013（1）：14-18．

［7］ 沈維，陸彬，羊冰清，等．核電安全注入系統(tǒng)可靠性評估方法研究［J］．發(fā)電設(shè)備，2017，31（4）：254-258．

［8］ 李政．淺析H4工況下RIS與EAS的互為備用和調(diào)試［J］．核動力工程，2015，36（S1）：111-113．

［9］ 張力，王春波，鄒衍華，等．核電廠安全相關(guān)人員行為確定論篩選方法研究［J］．安全與環(huán)境學報，2018，18（5）：5．

［10］倪超，匡波，任志豪，等．基于先進程序+保守評價模型的300 MW壓水堆核電廠大破口失水事故分析［J］．原子能科學技術(shù)，2012，46（3）：328-335．

［11］吳廣君，劉玉華，劉志云．SOP（狀態(tài)導向法事故規(guī)程）在我國核電廠中的應(yīng)用［J］．能源工程，2011（1）：21-24．

Study on the Accident Strategies for the Mutual Standby of the Safety Injection System and Containment Spray System in the Early Stage

WU Guangjun，WANG Chao，LI Long，MEI Liang，YANG Zijun

（Suzhou nuclear power research institute，Shenzhen of Guangdong Prov.，518000，China）

The mutual standby of the safety injection system and the containment spray system is applicable to the large LOCA accident after 15 days in CPR1000 nuclear power plant. The H4 pipeline (The mutual standby connecting line between the safety injection system and the containment spray system) modification is introduced in the Unit 5 & 6 of Yangjiang NPP. And the mutual standby of the safety injection system and the containment spray system is applicable to the accident medium or small LOCA in the early stage condition. The study on the application of mutual standby of the safety injection system and the containment spray system in the early stage of the state oriented procedure (SOP) is based on the realistic accident analysis of H4 pipeline modification. The SOP strategies and means of medium or small LOCA accumulated H4 condition (The total loss of low pressure safety injection pumps or containment spray pumps) in the early stage condition are designed.

Nuclear power plant；RIS；EAS；Mutual standby；State oriented；Early stage condition

TL48

A

0258-0918（2022）02-0436-07

2021-02-22

吳廣君（1978—），女，黑龍江五常人，碩士，高級工程師。現(xiàn)主要從事核電廠運行技術(shù)研究