蒸汽發(fā)生器全部喪失給水事故分析及處理

徐海軍

【摘 要】通過基于現(xiàn)實假設建立方家山核電廠的詳細的計算模型，對完全喪失給水引發(fā)的事故進行分析。在APA和APD喪失后ASG啟動失敗，或者APA和APD一開始就不運行時ASG完全喪失的瞬態(tài)中，操縱員通過選擇充排模式或者充溢模式，即通過建立安注向反應堆注水，同時開啟穩(wěn)壓器排放管線來帶走反應堆剩余功率，最終由EAS/RRI熱交換器將熱量帶出安全殼，從而避免了堆芯熔化事故。長期階段，安全注射停運及穩(wěn)壓器安全閥關閉，堆芯余熱由RRA系統(tǒng)導出。但操縱員的動作必須在一定的時間限制之內(nèi)實施，否則堆芯將裸露并熔化。

【關鍵詞】全部喪失給水；充排模式；充溢模式

中圖分類號： TL353.13 文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2018）01-0198-003

【Abstract】Based on the realistic assumption，a detailed calculation model of Fangshan nuclear power plant was established to analyze the complete loss of water supply induced accidents.After the ASG fails to be started after the APA and APD are lost or the ASG is completely lost at the outset of the APA and APD，the operator chooses to inject the water into the reactor by selecting either charge-fill mode or fill-up mode，The regulator discharge line takes away the remaining reactor power and eventually the heat is taken out of the containment by the EAS/RRI heat exchanger， avoiding core melting.In the long term，the safety injection shut-down and regulator safety valve are closed and the core waste heat is exported by the RRA system.However，the operator's actions must be carried out within a certain time limit，otherwise the core will be exposed and melted.

【Key words】All lost water；Filling mode；Overflow mode

在壓水堆核電站中，雖然發(fā)生堆芯熔化事故的概率遠遠低于設計基準事故，但是嚴重事故的潛在風險及其發(fā)生后對公眾安全和環(huán)境的威脅相當大。因此，必須對嚴重事故進行深入、全面地研究，制定嚴重事故的管理規(guī)程。1979年美國三里島核電站發(fā)生堆芯熔化事故后，嚴重事故的研究受到了廣泛重視。本文通過對完全喪失給水事故采用現(xiàn)實假設，采用更為真實合理的系統(tǒng)運行值和保護定值，對事故瞬態(tài)和后續(xù)操縱員動作進行了詳細的分析，從而對全部喪失給水后堆芯狀態(tài)及進程有了更深層次的了解，為操縱員在事故后操作提供指導。

1 事故概述

1.1 事故定義

蒸汽發(fā)生器給水完全喪失表現(xiàn)為：正常給水（ARE）喪失，或啟動給水系統(tǒng)（APD）喪失，隨后輔助給水系統(tǒng)（ASG）未能啟動； 或者正常給水系統(tǒng)不可用情況下，輔助給水系統(tǒng)運行中喪失。

1.1.1 瞬態(tài)結果

正常給水停運導致二回路導出一回路熱量的能力降低。

換熱能力下降導致一回路溫度上升；由于熱膨脹，一回路壓力上升。

二回路壓力基本穩(wěn)定。但SG窄量程水位很快下降至蒸汽發(fā)生器低水位停堆整定值。

從反應堆緊急停堆直至操作員第一次動作

◆反應堆冷卻劑系統(tǒng)

由于停堆，一回路產(chǎn)生的熱量下降；熱段溫度下降并很快與冷段溫度接近；

主泵維持運行；GCT-c開始打開；

反應堆緊急停堆后一回路冷卻劑收縮，導致穩(wěn)壓器水位下降，壓力下降。

◆二回路系統(tǒng)

汽機停機導致二回路壓力上升；GCT-c開啟后，上升趨勢變緩。

與前一階段相比，二回路水裝量下降趨緩。

蒸汽發(fā)生器水位低低信號觸發(fā)排污隔離。

操作員開始第一個動作前，事故后 448.3秒，蒸汽發(fā)生器寬量程水位低于-10m。根據(jù)該水位信號，操作員認為蒸汽發(fā)生器不可用。

充水-溢出階段

該階段開始于操作員第一個動作（事故后622.2秒），直至充水-排水（feed-and-bleed）階段的開始。

根據(jù)SG不可用準則，主泵停運；穩(wěn)壓器電加熱器切除；

一回路流量下降導致一、二次側換熱下降，熱段和冷段溫差加大；

反應堆冷卻劑溫度上升、體積膨脹；再加上安全注射，兩者導致穩(wěn)壓器水位上升、一回路壓力上升。穩(wěn)壓器第一個SEBIM安全閥在701.5秒開啟。

由于SG給水完全喪失，操作員停運GCT-c，二回路壓力隨即上升至GCT-a開啟壓力；

728.1秒GCT-a開啟；

由于SG換熱下降，堆芯衰變熱下降以及SG水裝量下降后，GCT-a開始關閉。

充水-排水（feed-and-bleed）階段

該階段開始于2422.2秒，直至瞬態(tài)結束。

已經(jīng)意識到SG不可用（SG寬量程水位小于-10m）后，操作員開始充水-排水操作前必須遵守一個規(guī)定的時間限制。

這個時間限制考慮：

◆堆芯出口溫度（TRIC）超過330℃（主泵停運）；

◆安全注射泵啟動后等待至少30分鐘（SEBIM閥運行相關）。

首先達到的條件是30分鐘延遲（堆芯出口溫度未達到330℃限值）。滿足準則后，操作員開始充水-排水操作，即完全開啟穩(wěn)壓器3個SEBIM安全閥（安全注射已經(jīng)啟動）。

穩(wěn)壓器3個SEBIM安全閥完全開啟導致反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力下降。

事故后 3392.9秒，一回路系統(tǒng)水裝量最少；此時堆芯的空泡份額最大，但低于0.6。

由于一回路水壓力繼續(xù)下降，安全注射系統(tǒng)安注箱開始注入（3576.5 秒），一回路系統(tǒng)水裝量上升。

4364.3秒轉入再循環(huán)；由于該階段安全注射流量小，一回路系統(tǒng)水裝量上升速度稍微下降。

于是一回路水裝量不再下降，堆芯不會裸露。

2 適用的規(guī)程

2.1 H2規(guī)程概述

2.1.1 H2規(guī)程適用范圍

是用于超設計基準事件“蒸汽發(fā)生器（SG）給水全部喪失”發(fā)生時，確保堆芯完整的運行規(guī)程。它的適用范圍覆蓋了反應堆功率運行、熱停堆直至RRA未連接狀態(tài)下的中間停堆。

2.2 主要處理思路

2.2.1 根據(jù)一回路溫度Tavg，將系統(tǒng)狀態(tài)劃分為高、低兩種：

●Tavg>P12：停堆停機，停運三臺主泵，嘗試恢復蒸發(fā)器的給水，利用SG冷卻或者NSSS供水-溢出/排出模式冷卻一回路，直到RRA投入的中間停堆；

●Tavg

2.2.2 診斷確認之后的自動動作確認：

操作說明：為有效利用二次側水裝量，停運主泵，切除穩(wěn)壓器電加熱器。這樣使帶走的功率減少了至少12MW。主泵熱態(tài)輸出功率4690KW，電加熱器總功率24*60KW=1440KW。此外，這將引起一回路冷卻劑溫度分層，更易于向注入排水模式過渡。

2.2.3 通過NSSS供水-溢出方式控制冷卻（冷卻方式一）：

一回路操作說明：

●堆芯出口溫度整定值決定蒸發(fā)器喪失剩余功率排出能力。事實上，如果向二次側傳遞的能量足夠的話，就確定了冷卻劑的冷段溫度（小于290℃，該值對應于蒸發(fā)器最大壓力），從而也就限制了堆芯出口溫度。RIC溫度整定值330℃等于第一個SEBIM安全閥開啟壓力（16.6MPa.abs）對應的飽和溫度（350℃）減去飽和裕度的不確定性20℃。如果達到整定值330℃，必須進入注入排水階段。超過這個限制，安注流量將不足以帶走反應堆冷卻劑中積累的所有能量，堆芯就可能出現(xiàn)裸露。

●預期安注啟動為ASG或APD泵的恢復提供了一段附加的延遲時間。注入一回路冷卻劑的水升溫吸收了大約18MW熱量，約為停堆后30分鐘時最大余熱的1/3。穩(wěn)壓器滿水后第一個SEBIM安全閥履行溢流功能，限制其壓力。這就是“注入和溢流”方式。手動啟動安注后5分鐘才能執(zhí)行復位SI信號等措施。

二回路操作說明：

●如果在蒸發(fā)器完全干涸前穩(wěn)壓器先導式安全閥已開啟，為了在蒸發(fā)器管板上方保留一點水量，關閉VVP蒸汽隔離閥。這有助于減小蒸發(fā)器再注水時（必要的話）的熱沖擊。

●一回路冷卻劑經(jīng)穩(wěn)壓器排放管線、卸壓箱爆破膜排放到安全殼中，引起安全殼壓力、溫度上升。在通風系統(tǒng)可用的情況下，啟動通風系統(tǒng)有助于帶走安全殼中部分能量，并且允許推遲EAS的啟動。隨著時間的推移，為保護安全殼必須啟動EAS系統(tǒng)，帶走剩余功率（如果蒸發(fā)器恢復失敗，需啟動RRA）。

●恢復ASG或APD給水操作前，請確認關閉ASG，以避免在給水水源恢復時向蒸發(fā)器的突然重新供水（造成對管板的冷沖擊）。確認安注信號關閉了ARE閥門。當至少有一臺蒸發(fā)器由ASG或APD供水時，對蒸發(fā)器的再次注水必須逐步進行，調節(jié)每臺蒸發(fā)器ASG或APD流量為10m3/h，直至寬量程水位大于-11m。

●蒸發(fā)器可用判斷：由于蒸發(fā)器中發(fā)生的熱交換，低溫給水注入引起的冷卻（36m3/h流量的ASG給水被加熱到280℃將吸收11MW熱量，即約為停堆后2小時剩余功率的1/3）。限制給水流量，使一回路冷卻劑的降溫不超過56℃/h。蒸發(fā)器的水位（寬量程）超過-10m時，表明蒸發(fā)器不再處于排空狀態(tài)。如果至少有一臺蒸發(fā)器處于上述狀態(tài)，手動開啟GCTa，同時觀測對蒸發(fā)器水位和一回路降溫的要求：蒸發(fā)器水位不下降，一回路降溫不超過56℃/h。當SG再次注水時，必須核實其效率：RIC溫度首先由輕微下降，一旦給水流量增加，隨即快速下降。蒸發(fā)器中存在的一些不可凝結氣體可能不足以阻止熱交換。

2.2.4 通過NSSS供水-排出方式控制冷卻（冷卻方式二）：

一回路操作說明：

●穩(wěn)壓器排放管線手動開啟準則：

◆堆芯出口溫度Tric大于330℃（剩余功率高時）

◆或者是抑制反應堆冷卻劑升壓的安全閥運行時間限制。由于溫度限制的問題，先導箱反復運行的時間約為手動啟動SI后30分鐘。

在最不利的情況下，操作員有50分鐘的時間來恢復ASG、APD或APA給水。

●在注入排水模式中，反應堆冷卻劑壓力、溫度隨剩余功率緩慢下降。如果達到170℃時，蒸發(fā)器給水還未恢復，應優(yōu)先考慮連接到RRA進行冷卻。一旦下列四個要求同時得到滿足，就能啟動RRA系統(tǒng)：

◆只有一列EAS在運行，

◆Tric<170℃

◆反應堆冷卻劑壓力<2.7MPa表壓

◆ΔTsat>20℃，該要求消除了RRA泵汽蝕的風險。

二回路操作說明：

●一回路冷卻劑溫度下降后，給水可以通過以下方式應急提供：

◆通過APD泵（APD系統(tǒng)），APD可提供給SG的給水流量為200m3/h

◆通過電動給水泵（APA系統(tǒng)）；

◆通過CEX泵（不用任何給水泵）

通過何種方式取決于二次側設備的可用性。

3 結論

分析表明要求的操作員動作能導出堆芯余熱，堆芯沒有任何風險。長期階段，安全注射停運以及穩(wěn)壓器SEBIM安全閥關閉，堆芯余熱由RRA系統(tǒng)導出。