核電廠中小LOCA 事故下PSA 成功準則研究

張 盼，潘昕懌，王業輝，趙傳奇

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

確定論安全評價方法和概率安全評價方法是兩種核電廠安全性的評價方法，兩種方法能夠相互補充，以提高核電廠的安全性。反應堆熱工流體力學分析作為一種確定論的方法，能夠為概率安全分析（PSA）提供有效的支持，是核電廠PSA 分析中不可缺少的重要內容。熱工水力學計算在確定各種始發事件下為保證反應堆安全而必須繼續運行或投入運行的安全重要設備和設備的種類和數目（確定成功準則）和確定為緩解事故而依據運行規程進行操縱員干預所允許的時間等方面能夠為PSA提供支持。

目前公開發表的關于核電廠LOCA 事故的文獻中，絕大多數采用的是確定論分析中的保守假設（如堆芯功率、一回路壓力、溫度等參數取保守值），且遵循單一故障等原則來開展LOCA 事故計算分析[1-8]。極少數文獻采用最佳估算加不確定性分析方法來分析LOCA事故[9]。

本文利用系統分析程序針對壓水堆核電廠進行建模，研究冷卻劑喪失事故（LOCA）發生后安全系統不同失效組合下核電廠的瞬態響應，分析堆芯冷卻情況，并確定成功準則。

1 計算模型、工況及初始條件

1.1 計算模型

本文以第三代壓水堆核電廠為對象，研究壓水堆核電廠成功準則分析方法。非能動核電廠在LOCA 事故下，一回路壓力降低，產生停堆信號和安注信號（“S”信號）。在事故早期階段，堆芯冷卻通過堆芯補水箱（CMT）的安注流量和余熱排出熱交換器（PRHR HX）來實現。當CMT 水位降至低-1 水位（67.5%）時，啟動第一級自動降壓系統（ADS-1），隨后依次啟動ADS-2、ADS-3，為主回路系統降壓。當主回路壓力降低至4.9 MPa 時，安注箱（ACC）自動注入，為主回路提供較大的安注流量。當CMT水位下降至低-2 水位（20%）時，ADS-4（4 個）開啟，為主回路快速降壓。同時，內置換料水箱（IRWST）重力注入管線閥門開啟，在主回路壓力進一步下降后，向堆芯補水，實現堆芯的長期冷卻。同時，在事故過程中，操縱員還可以進行干預，例如，手動啟動正常余熱排出系統（RNS）。計算模型的節點圖如圖1所示。

綜上，緩解LOCA 事故后果的專設安全設施主要包括CMT、ACC、ADS 閥門、IRWST重力注射以及非能動余熱排出系統；非安全相關系統為RNS 系統。

1.2 計算工況

本文開展了熱管段中小破口（破口尺寸：12～220 mm）的一系列工況。本部分選取了22個具有代表性的工況來展示成功準則的研究結果。工況包括兩類小破口（12 mm 和50 mm）和兩類中等破口（120 mm 和220 mm），研究中小LOCA 事故下的成功準則。小破口和中等破口工況的具體情況如表1、表2 所示。

表2 中等破口工況Table 2 The medium LOCA conditions

1.3 計算初始條件

與設計基準事故分析采用保守分析方法不同，一級PSA 熱工水力計算分析及結果要求盡可能符合電廠的實際情況。因此，計算初始條件與核電廠運行參數取設計值。典型參數如表3 所示。

表3 系統參數表Table 3 Parameters of the system

2 計算結果及分析

先進行200 s 的穩態計算，使系統參數達到核電廠穩態運行狀態。在200 s 觸發破口事故，再通過不同安全系統或非安全系統組合的投運，評估堆芯安全狀態，從而確定成功準則。緩解中小LOCA 事故的關鍵措施是實現系統降壓，事故分析的接受準則取包殼峰值溫度低于1 204 ℃（1 477 K）。因此，本部分主要給出事故后穩壓器壓力和包殼溫度的瞬態。

2.1 小LOCA 事故成功準則

圖2 給出了12 mm 破口的5 組工況下穩壓器壓力的瞬態。由于破口尺寸很小，在事故發生后主回路壓力緩慢下降，在出現穩壓器低壓信號后，反應堆停堆，并導致穩壓器壓力快速下降。在工況1 下，1 臺CMT 由安注信號觸發，在水循環模式下對堆芯進行冷卻，穩壓器壓力因破口處冷卻劑喪失而緩慢下降，在約3 700 s，因CMT 循環流量下降，壓力開始上升，并維持在約4 MPa 的水平；在工況2 下，事故早期堆芯熱量只能通過破口流量帶出，穩壓器壓力持續下降，因CMT 全部失效，操作員在安注信號出現后30 min 手動開啟3 個ADS-4，穩壓器壓力快速降低，IRWST 開始重力注入，穩壓器壓力維持在0.1 MPa；在工況3 下，主要考慮在部分降壓（1 個ADS-4 開啟）情況下操作員手動啟動能動的RNS 進行堆芯補水，事故早期由CMT 向堆芯補水，由CMT 水位觸發ADS-4，進行降壓，操作員在安注信號產生后30 min 手動啟動RNS 系統，當系統壓力降低到3 MPa 以下，RNS 開始向堆芯補水，此時系統壓力維持在2.6 MPa 左右；在工況4 下，早期由破口流量帶出堆芯熱量，中期由ACC 進行堆芯補水，操作員在安注信號產生30 min 后，手動啟動1個ADS-4 閥門和RNS 系統，當系統壓力降低到RNS 泵注入壓頭時，RNS 進行長期補水，穩壓器壓力維持在2.4 MPa 左右；相比于工況1，工況5 考慮PRHR HX 啟動的影響，在安注信號產生后，PRHR HX 自動啟動失敗，由操作員在30 min 后手動啟動，工況5 中后期的系統壓力約為2.8 MPa，要低于工況1 的4 MPa，說明PRHR HX 有效有利于事故緩解。

圖2 12 mm 破口事故下穩壓器壓力瞬態Fig.2 The pressurizer pressure transient for 12 mm break accident

圖3 給出了12 mm 破口的5 組工況下包殼溫度瞬態。從圖中可以看出，5 組工況下燃料包殼溫度均低于接受限值1 477 K，說明該破口事故下，投入運行的安全系統和操作員在30 min 內采取動作能夠成功實現堆芯冷卻，保證堆芯安全。

圖3 12 mm 破口事故下包殼溫度瞬態Fig.3 The cladding temperature transient for 12 mm break accident

圖4 給出了50 mm 破口的5 組工況下穩壓器壓力的瞬態。相比于12 mm 破口，此類工況降壓更快。在工況1 下，1 臺CMT 由安注信號觸發，向堆芯補水，穩壓器壓力持續下降，當CMT 水位到達低低水位時（約2 800 s）觸發ADS-4 閥門開啟，穩壓器壓力快速下降，同時IRWST 投入運行，維持低壓力水平；在工況2下，事故早期堆芯熱量只能通過破口流量帶出，穩壓器壓力持續下降，操作員在安注信號出現后30 min（約2 000 s）手動開啟3 個ADS-4，穩壓器壓力快速下降，IRWST 重力注入，進入長期冷卻階段，穩壓器壓力維持在0.1 MPa；在工況3 下，主要考慮在部分降壓（1 個ADS-4開啟）情況下操作員手動啟動能動的RNS 進行堆芯冷卻，事故早期由CMT 向堆芯補水，由CMT 水位觸發ADS-4，進行降壓，操作員在安注信號產生后30 min 手動啟動RNS 系統，RNS開始向堆芯補水，此后系統壓力維持在0.5 MPa左右；在工況4 下，早期堆芯熱量由破口流量帶出，當ACC 投運后，穩壓器壓力快速下降，在ACC 安注結束后，穩壓器壓力又緩慢升高，直到操作員手動啟動1 個ADS-4 閥門和RNS系統（約2 000 s），RNS 進行長期補水，穩壓器壓力快速下降后長期維持在0.28 MPa 左右；相比于工況1，工況5 考慮PRHR HX 啟動的影響，在安注信號產生后，PRHR HX 自動啟動失敗，由操作員在30 min 后手動啟動，此時系統快速降壓，工況5 中后期的系統壓力要低于工況1的，但在ADS-4 開啟和IRWST 投入運行之后，2 個工況的系統壓力相當，說明PRHR HX 在事故中后期的一個階段起到了事故緩解作用。

圖4 50 mm 破口事故下穩壓器壓力瞬態Fig.4 The pressurizer pressre transient for 50 mm break accident

圖5 給出了50 mm 破口的5 組工況下包殼溫度的瞬態。從圖中可以看出，5 組工況下燃料包殼溫度均低于接受限值1 477 K，說明該破口事故下，投入運行的安全系統和操作員在30 min 內采取動作能夠成功實現堆芯冷卻，保證堆芯安全。

圖5 50 mm 破口事故下包殼溫度瞬態Fig.5 The cladding temperature transient for 50 mm break accident

通過上述分析，得出的小破口事故成功準則如表4 所示。

表4 小破口事故成功準則Table 4 The success criteria for small LOCA accident

綜上，在小破口事故下，如果能夠完全降壓（3 個ADS-4 開啟），1 個CMT 有效，由CMT水位自動觸發3 個ADS-4 開啟，并通過IRWST重力注射實現堆芯冷卻；如果CMT 失效，則在“S”信號30 min 后手動開啟3 個ADS-4，并通過IRWST 重力注射實現堆芯冷卻。如果只能部分降壓（1 個ADS-4 開啟），則需要CMT 水位信號自動開啟或“S”信號30 min 后手動開啟1個ADS-4，且在“S”信號30 min 后手動啟動1臺RNS 泵才能實現堆芯冷卻。

2.2 中破口事故成功準則

圖6 給出了120 mm 破口的6 組工況下穩壓器壓力的瞬態。在此類工況下，穩壓器降壓速率很快。在工況1 下，1 臺CMT 由安注信號觸發，CMT 向堆芯補水，由于破口流量較大，CMT在約1 800 s 達到低-2 水位觸發ADS-4 閥門開啟，穩壓器壓力快速下降，同時IRWST 投入運行，維持低壓力水平；在工況2 下，事故早期堆芯熱量只能通過破口流量帶出，穩壓器壓力持續下降，操作員在安注信號出現后20 min（約1 400 s）手動開啟3 個ADS-4，穩壓器壓力快速下降，IRWST 重力注入，穩壓器壓力維持在0.1 MPa；在工況3 下，主要考慮在部分降壓（1個ADS-4 開啟）情況下操作員手動啟動能動的RNS 進行堆芯補水，事故早期由CMT 向堆芯補水，由CMT 低低水位信號觸發ADS-4，進行系統降壓，操作員在安注信號產生后20 min（約1 400 s）手動啟動RNS 系統向堆芯補水，此后系統壓力維持在0.15 MPa 左右；在工況4 下，早期堆芯熱量由破口流量帶出，操作員在安注信號產生后20 min（約1 400 s）手動啟動1 個ADS-4閥門和RNS 系統，RNS 進行長期補水，穩壓器壓力下降并長期維持在0.1 MPa 左右；相比于工況1，工況5 考慮CMT 啟動時間的影響，在安注信號產生后，CMT 自動啟動失敗，由操作員在20 min 后手動啟動，CMT 啟動后（約1 400 s）系統壓力維持在0.8 MPa 左右；相比于工況2，工況6 的主要差別在于ACC 失效，所以在ACC投入之前，工況6 的壓力瞬態與工況2 一致，但在之后由于少了1 個ACC 的安注流量，壓力水平要稍微高一些。

圖6 120 mm 破口事故下穩壓器壓力瞬態Fig.6 The pressurizer pressure transient for 120 mm break accident

圖7 給出了120 mm 破口的6 組工況下包殼溫度的瞬態。從圖中可以看出，6 組工況下燃料包殼溫度均低于接受限值1 477 K，說明該破口事故下，投入運行的安全系統和操作員在20 min 內采取動作能夠成功實現堆芯冷卻，保證堆芯安全。但是工況4、工況5、工況6 的包殼峰值溫度相對較高，說明這3 組工況下的安全裕量相對較小。

圖7 120 mm 破口事故下包殼溫度瞬態Fig.7 The cladding temperature transient for 120 mm break accident

圖8 給出了220 mm 破口的6 組工況下穩壓器壓力的瞬態。在此類工況下，由于破口尺寸較大，從破口噴放的冷卻劑流量較大，6 組工況依靠破口噴放就能夠實現快速降壓，在約500 s 就能降低至1 MPa 以下。

圖8 220 mm 破口事故下穩壓器壓力瞬態Fig.8 The pressurizer pressure transient for 220 mm break accident

圖9 給出了220 mm 破口的6 組工況下包殼溫度的瞬態。從圖中可以看出，工況1 到工況4的燃料包殼溫度低于接受限值1 477 K，說明該破口事故下，投入運行的安全系統和操作員在20 min 內采取動作能夠成功實現堆芯冷卻，保證堆芯安全。但是工況5 和工況6 的包殼溫度在1 000 s 左右超過1 477 K，判定堆芯損壞。

圖9 220 mm 破口事故下包殼溫度瞬態Fig.9 The cladding temperature transient for 220 mm break accident

通過上述分析，得出的中等破口事故成功準則如表5 所示。

表5 中等破口事故成功準則Table 5 The success criteria under medium LOCA accident

綜上，在中破口事故下，如果能夠完全降壓（3 個ADS-4 自動或手動開啟），至少需要1個CMT 或ACC 有效，并通過IRWST 重力注射實現堆芯冷卻；如果只能部分降壓（1 個ADS-4自動或手動開啟），則至少需要1 個CMT 或ACC 有效，并在“S”信號20 min 后手動啟動1 臺RNS 泵才能實現堆芯冷卻。

3 結論

本文針對核電廠系統設備建立系統級的計算模型，開展不同尺寸熱管段破口事故分析，并篩選出了小LOCA 和中等LOCA 事故下成功準則，得出如下結論：

（1）在小破口事故下，如果3 個ADS-4 閥門能夠自動開啟（CMT 有效）或“S”信號后30 min 手動開啟（CMT 失效），且1 條IRWST注入管線可用，則能夠維持堆芯冷卻；

（2）在小破口事故下，如果1 個ADS-4 閥門能夠自動開啟（CMT 有效）或“S”信號后30 min 手動開啟（CMT 失效），且在“S”信號后30 min 啟動一臺RNS 泵，則能夠維持堆芯冷卻；

（3）在中等破口事故下，至少需要一個CMT 或ACC 投入運行，如果能夠保證3 個ADS-4 閥門自動或“S”信號后20 min 手動開啟，且1 條IRWST 注入管線可用，則能夠維持堆芯冷卻；

（4）在中等破口事故下，至少需要一個CMT或ACC 投入運行，如果能夠保證1 個ADS-4 閥門自動或“S”信號后20 min 手動開啟，且在“S”信號后20 min 內啟動一臺RNS 泵，則能夠維持堆芯冷卻。

致謝

本文承蒙國家重點研發計劃“三代核電站實時風險監測評估與管理技術示范應用研究”（2019YFB1900805）項目資助，特此感謝。