SBO 疊加失去ASG 給水事故特性及緩解措施分析

于承鑫，鄧祥鑫，鄧玲玲

（中廣核（北京）仿真技術有限公司，廣東 深圳，518031）

全廠斷電疊加失去ASG 汽動輔助給水泵事故是典型的高壓熔堆事故，本文將針對該事故過程中各階段的熱工水力過程現象進行深入分析，并結合現行的事故規程對該事故的緩解措施提出改進建議。

1 系統模擬方法

RELAP5 3D 是由愛達華國家工程實驗室（INEEL）開發的非均勻非平衡兩相六方程熱工水力系統程序，嚴格考慮了不可壓縮氣體的影響，是一個融合正常穩態、異常故障以及瞬態事故計算的一體化程序，并且通過大量試驗驗證獲得了國際認可。

本次研究采用RELAP5 3D 程序對一回路熱工水力學模型進行建模，熱工水力學模型將模擬完整的NSSS 系統，包括反應堆壓力容器、堆芯和穩壓器，每個環路具有一個SG（蒸汽發生器）和一臺RCP（主冷卻劑泵）的三個單獨的循環回路，蒸汽發生器二次側直至主蒸汽逆止閥和蒸汽安全閥的主蒸汽管道部分，穩壓器卸壓管路直到PRT（穩壓器卸壓箱）部分（見圖1）。

1.1 壓力容器節點劃分

壓力容器從上至下依次為：

（1） 上封頭為536；

（2） 上腔室為531，532，533；

（3） 堆芯為501～507，旁通及導向管等區域為508 和509；

（4） 下腔室為520；下封頭為519；下降段區域為538。

1.2 主泵及管道節點劃分

（1） 熱管段為101、201、301；

（2） U 型管為105、205、305；

（3） 過渡段為109、209、309；

（4） 冷管段為148、248、348；

（5） 主泵為155、255、355。

1.3 穩壓器及蒸汽發生器節點劃分

SG 按工質流程依次為：

（1） 下降段為157、257、357；

（2） 沸騰段為151、251、351；

（3） 汽水分離器為155、255、355；

（4） 頂端為159、259、359；

（5） 蒸汽聯箱為399。

穩壓器：

（1） 穩壓器為130；

（2） 波動管為132、133。

2 事故進程

2.1 初始假設

初始工況為機組處于 RP 模式下壽期初100%滿功率穩態運行，堆芯裂變功率由主泵強迫循環驅動的冷卻劑帶出堆芯，再通過蒸汽發生器U 型管，將熱量由一次側傳遞至二次側，將二次側給水加熱產生飽和蒸汽，推動汽輪機做功。一回路穩壓器處于雙相模式，壓力由加熱器和噴淋閥共同控制。當事故觸發時，主電網和輔助外電網均出現故障無法供電，并且此時柴油機啟動失效，同時汽動輔助給水泵故障無法啟動（見表1）。

表1 事故主要參數及假設Table 1 Main parameters and assumptions of the accident

續表

2.2 計算結果及分析

在RP 模式穩態運行工況下，主電網發生故障，發電機通向電網的超高壓斷路器將斷開，汽輪發電機組跳閘，廠用電將自動切換至輔助供電運行，但由于輔助外電網故障，輔變切換不成功，將導致失去廠用電，備用柴油發電機將啟動，為專設安全設施供電，但由于柴油發電機出現故障，專設安全設施將同時失電，此時將出現全廠斷電工況，反應堆停堆，主泵停運，安注和噴淋系統不可用，二回路失去主給水，汽動輔助給水泵將由自動控制信號啟動，但汽動輔助給水泵的汽輪機進汽閥故障關閉，將導致輔助給水啟動失敗，至此，核電站將進入全廠斷電并失去全部給水事故工況（見表2）。

表2 事故時間序列Table 2 Accident time series

續表

事故發生初期，由于全廠斷電，主泵將失電跳閘并開始惰轉，環路流量低疊加P8 信號（核功率大于30%）觸發反應堆緊急停堆，一回路溫度和壓力由于停堆快速下降，隨后蒸汽發生器二次側由大氣排放閥將壓力控制在7.75 MPa，此過程中一回路平均溫度維持在295 ℃附近，一回路壓力維持在15 MPa 左右。由于SG 二次側失去給水，水裝量持續減少至接近管板，此過程中二回路的排熱能力逐漸喪失，一回路溫度和壓力隨后開始快速上升，水溫的上升將引起一回路水體積膨脹，使一回路中的冷卻劑被擠入穩壓器中，穩壓器的液位在不斷上升，約82 min 時蒸發器二次側燒干（見圖2），隨后穩壓器充滿水（見圖3）。由于一回路熱量無法排出，一回路壓力也同時開始迅速上升到穩壓器安全閥的開啟定值，穩壓器安全閥將在開啟定值附近頻繁開啟和關閉，使一回路壓力在安全閥整定值附近波動（見圖4）。

當一回路冷卻劑被持續加熱至飽和溫度時（6 300 s），堆芯內開始不斷產生汽泡，產生的汽泡在壓力容器頂部累積形成汽腔。隨著累積汽腔的不斷擴大，汽泡將逐漸充滿壓力容器上封頭，隨后堆芯生成的汽泡通過壓力容器熱管段上壁面排出，在環路中保持較小的正向汽相流量。由于穩壓器波動管與一環路接管位于一環路熱管段的中間位置，所以熱管段上壁面流出的汽泡將只會有極少量經過波動管進入穩壓器中，而堆芯產生的汽泡將持續通過熱管流動到蒸汽發生器的U 型管內，使U 型管內的汽空間不斷擴大，致使U 型管內的液態冷卻劑被排出，并在熱管段內反向流動（見圖5），再次被擠到穩壓器中，使穩壓器處于充滿的狀態。從一回路開始升溫至飽和狀態（6 300 s），再到蒸汽發生器U 型管排空（6 960 s）的過程中，穩壓器波動管中的流量均是以液態的方式自一回路流入穩壓器，并且當穩壓器安全閥開啟時，會出現流量的突然增加。而隨著U 型管的排空，冷熱管內的汽空間開始不斷擴大，隨后越來越多的蒸汽能夠通過波動管進入到穩壓器中，波動管內的狀態將自U 型管排空后開始從液相流量向汽相流量過渡（見圖6）。

雖然一回路冷熱管段中的汽空間在不斷擴大，但穩壓器中的液態冷卻劑并沒有因為重力作用從波動管快速進入一回路熱管段，而是在7 440 s 時開始緩慢減少，穩壓器安全閥的排放流量也是在此時由液相向汽相轉變（見圖7）。這是由于穩壓器波動管內的流量自冷熱管段汽空間開始擴大后即轉變為自一回路向穩壓器的汽相流動，在穩壓器安全閥開啟時安全閥處的壓力下降，堆芯內產生的大量蒸汽快速向安全閥處流動，波動管內出現一次大的流量突變后，恢復自一回路向穩壓器的穩定流動，這個過程中穩壓器內的液體會被快速流動的汽體部分或全部攜帶從而出現逆向流動，即逆向對流限制CCFL（Counter Current Flow Limitation）[1]，這種流動方式阻止了穩壓器內的水靠重力流入到環路及壓力容器中去。而當安全閥關閉后，蒸汽不再向穩壓器頂部流動，隨著蒸汽流量的降低，穩壓器內的液體會逐漸恢復向下流動，[2]波動管內的流量將轉變為液態冷卻劑由穩壓器向一回路流動。隨著安全閥的反復開關，這樣的汽液兩相流動狀態往復出現（見圖8），其結果將導致穩壓器內的含汽率劇烈波動，使液態冷卻劑無法依靠重力快速下降至堆芯。

隨后，壓力容器頂部和冷熱管段將完全排空，堆芯水位開始下降，堆芯頂部開始裸露（7 620 s），燃料元件由于失去冷卻而開始升溫。隨著堆芯水裝量的不斷減少，堆芯將全部裸露（8 820 s）（見圖9）。但是穩壓器內的液體由于CCFL 的作用，直到9 480 s 時才全部排空。

3 事故緩解措施分析及改進建議

在事故發生的整個過程中，由于穩壓器頂部安全閥開啟排放流量有限，并且穩壓器內長期處于充水狀態，焓值較高的蒸汽不能夠及時地排出，使一回路長期處于高溫高壓的狀態。在高低壓安注已經失去的情況下，由于一回路的壓力持續維持在高壓狀態（約16.5 MPa.a），非能動的中壓安注箱也無法注入堆芯，使得通過安全閥排出的冷卻劑無法得到及時的補充，質量在不斷虧損。壓力容器水位下降至堆芯裸露，隨后堆芯熔化進程開始直至堆芯坍塌，熔融物開始掉落到壓力容器下封頭，壓力容器下封頭由于熔融物的加熱而蠕變失效[3]，而此時一回路壓力高達16.5 MPa。如果壓力容器下封頭失效時，一回路的壓力大于2 MPa，那么會造成堆芯熔融物噴射進安全殼，發生HPME（高壓熔融物噴射），而大量的熔融物進入安全殼空間，又會發生DCH（安全殼直接加熱），使安全殼溫度和壓力迅速升高，威脅安全殼完整性。為避免HPME 的發生，可以通過主動或被動地實現一回路的卸壓來減少HPME 的影響。[4]為實現堆芯冷卻和防止高壓熔堆，電廠在設計基準事故規程和嚴重事故導則中均設置了相應的干預措施。

全廠斷電疊加失去汽動輔助給水泵事故出現后，運行人員將由報警指引進入SOP 規程，根據DOS 程序（定向及穩定程序）的指引，由三臺SG 水位低于 - 10 m、主泵停運、上充泵未運行等狀態導向ECP4 規程（物理狀態降級覆蓋安全殼或一回路水裝量嚴重降級的事故工況），在ECP4 規程中，當運行人員監測到TRIC溫度高于330 ℃時，將采用“充 - 排”的方式導出一回路熱量，即通過開啟3 個SEBIM 閥門及投運安注使機組維持在“充 - 排”模式，通過該方式可以使機組過渡到穩定狀態（見圖10），并且過程中壓力容器的水位維持在高于堆芯活性區，無堆芯傷害的風險。

但是，在全廠斷電即安注不可用的狀態下，這樣的“充 - 排”方式是無法實現的。在該狀態下，三個安全閥的手動開啟將意味著人為制造了更大的破口來排出堆芯熱量，一回路壓力將迅速下降，由于此時一回路的溫度已經上升至接近飽和溫度，壓力的下降將導致一回路內的高溫冷卻劑全面汽化，將有更多液態冷卻劑從穩壓器安全閥排出，一回路失水速度將加快，此時由于沒有安注水的補充，壓力容器的水位將比安全閥未手動開啟時下降得更為迅速，堆芯溫度短時間內便開始快速上升。隨著一回路壓力下降到安注箱注入的壓力值，中壓安注將投入，一回路冷卻劑得到補充，壓力容器水位開始回升，但是由于安注箱的水量有限，事故后期安注箱基本排空，一回路的水裝量將繼續減少，堆芯裸露，此時一回路將失去所有補水源，堆芯將在短暫的降溫后開始迅速升溫。堆芯溫度最大值將在10 800 s 時達到871 ℃。而前序計算結果顯示，未手動開啟安全閥的狀態下，堆芯溫度最大值到達 871 ℃的時間為10 620 s，可見對于失去安注的工況，依據SOP規程開啟穩壓器安全閥對于堆芯的安全未能發揮正面的作用，反而將作為堆芯唯一非能動冷卻水源的中壓安注箱排空，這將對堆芯造成更大的不利影響。隨后，堆芯溫度將在12 300 s時達到包殼破損溫度閾值982.2 ℃（見圖11），堆芯將快速進入熔化進程。

在堆芯開始升溫的過程中，根據采用西屋公司 SAMG 導則結構和主要邏輯制定的CPR1000 核電機組嚴重事故管理導則，當堆芯出口溫度達到650 ℃后進入嚴重事故導則[5]，同時要求運行人員手動開啟穩壓器安全閥，用于對一回路卸壓并導出堆芯熱量。對嚴重事故的分析表明堆芯出口溫度熱電偶測量的數據要比燃料包殼實際溫度低數百攝氏度，堆芯出口溫度讀數為648.8 ℃時，包殼溫度大概相當于760 ℃，而此時的芯塊溫度大約為871.1 ℃，而當堆芯溫度大于982.2 ℃時，包殼將可能破損，包殼和芯塊間隙中的裂變產物將釋放。[6]當進入嚴重事故導則時，堆芯溫度離包殼破損閾值尚有一定余量，如果此時開啟穩壓器安全閥進行排放，一回路壓力將快速下降，避免HPME和DCH 的發生。不僅如此，計算結果表明，安全閥開啟卸壓，壓力的下降能夠使中壓安注箱中的水注入堆芯，從而實現堆芯的補水和冷卻，堆芯溫度在中壓安注注入后，能夠維持較長時間的緩慢增長，并且在14 400 s 時堆芯溫度最大值上升至包殼破損閾值982.2 ℃（見圖12），這相比TRIC大于330 ℃時開啟穩壓器安全閥導致包殼破損的時間延遲了35 min。

綜上所述，對于全廠斷電疊加失去汽動輔助給水泵的事故工況，按照SOP 規程，當TRIC達到330 ℃時采用“充 - 排”模式使堆芯冷卻是有條件的，即開啟穩壓器安全閥以后，需要及時恢復堆芯的水裝量才能實現堆芯冷卻，否則手動開啟穩壓器安全閥即使中壓安注注入也不能延緩堆芯的熔化進程，反而會使中壓安注箱提前排空，這對堆芯完整性是不利的。因此，在全廠斷電工況下執行SOP 規程時，當TRIC達到330 ℃要求開啟安全閥，要首先對堆芯補水源進行評估，確認備用水源能及時進行補給后，再考慮開啟穩壓器安全閥進行卸壓和冷卻，如果不能及時恢復補水，可以在堆芯出口溫度達到650 ℃進入嚴重事故導則時，再行開啟穩壓器安全閥進行一回路卸壓，這對嚴重事故進程的控制是有利的，熔化進程的延緩將為堆芯備用水源的準備提供更多的時間窗口，對堆芯熔化進程的影響是正面的。

4 結論

（1） 全廠斷電疊加失去汽動輔助給水泵的事故工況下，一回路的熱工水力過程不同于其它破口事故，由于堆芯中長期維持較高的壓力，整個事故過程中一回路各部位失水的先后順序將不僅僅受限于重力的作用，熱工水力過程更加復雜，在整個事故進程中，一回路先后經歷了壓力容器頂蓋排空狀態，蒸汽發生器U 型管排空狀態，冷熱管段排空狀態，堆芯部分裸露及全部裸露狀態，而穩壓器內的冷卻劑存量卻是最后排出的。

（2） 在依據SOP 規程手動開啟穩壓器安全閥對全廠斷電疊加失去汽動輔助給水泵的事故工況進行干預前，需要對堆芯的補水源進行評估，如果不能及時恢復堆芯補水，那么穩壓器安全閥的開啟操作應考慮在堆芯出口溫度達到650 ℃，即進入嚴重事故導則時進行，這樣可以延緩嚴重事故的進程，為備用水源的準備提供更多的時間窗口。