三里島事故工況下的CNP600機組應對方案

常友

摘 要：該文根據三里島事故，針對CNP600機組的蒸汽發生器給水完全喪失事故做了一些分析，討論了秦山二廠1，2號機組應對失水事故的規程和規程中的重要操作。通過模擬機模擬了失水事故時錯誤操作導致的嚴重后果，從而論證了“供水—排出模式”對于CNP600機組的蒸汽發生器給水完全喪失事故的重要性。

關鍵詞：三里島事故 應對方案 核電廠運行

中圖分類號：TV32 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2017）01（a）-0076-02

2011年3月11日日本福島的核事故，給我國快速發展的核電事業再次敲響了警鐘，從第一座核電站建成至今，發生過3次嚴重的核電事故：切爾諾貝利核事故、福島核事故、三里島核事故。其中，三里島核電站的堆型設計和運行方式與我國秦山二廠1，2號機組的CNP600堆型設計和運行方式最為接近，而且三里島事故的初始事件發生幾率較高，所以分析三里島事故對于應對CNP600機組的蒸汽發生器給水完全喪失事故最具有借鑒意義。

1 CNP600機組蒸汽發生器給水完全喪失事故分析

1.1 事故后果

根據秦山二廠1，2號機組的反應堆設計參數和事故解釋規程得知：蒸汽發生器完全失水后若操作員不采取行動，一回路冷卻劑的變化如下：

反應堆處于額定功率，完全喪失ARE和ASG，在SG全喪失給水后17 s觸發反應堆緊急停堆。首先，反應堆的剩余功率由蒸汽發生器內的剩余給水帶走。蒸汽發生器中水位不斷下降，1 580 s蒸汽發生器燒干。此后只有靠一回路冷卻劑吸收剩余功率，冷卻劑溫度開始上升。一回路壓力也開始出現上升，這種上升趨勢最終由穩壓器釋放閥的開啟所限制。反應堆冷卻劑不斷減少，直到堆芯排空、開始熔化。

1.2 事故規程的操作

1.2.1 減少一回路熱源

如果反應堆初始處于中間停堆狀態和低溫狀態（

如果反應堆初始處于更高的狀態，則SG很快會被燒干，于是應該立刻停運主泵和穩壓器電加熱器。因為這樣使需要帶走的功率減少了至少8 MW，同時由于主泵的停運，沒有了主泵的攪渾作用，引起一回路冷卻劑溫度分層，這樣更有利于向“供水—排出模式”過渡。

1.2.2 進入“供水—排出模式”

主泵停運后，一回路的熱源減少，這時就有時間對ASG的流量進行判斷。必須測量ASG流量，以辨別ASG流量是否比最小測量誤差（精度+零漂：10 m3/h/SG）小。如果測量結果是肯定的，直接啟動安注；如果是否定的，也許ASG有足夠的流量，則由測量RIC溫度來確定。

（1）NSSS進入“供水—溢出模式”。

如果ASG的總流量小于20 m3/h，則NSSS進入“供水—溢出模式”。

進入“供水—溢出模式”后，直接啟動2列安注。預期安注啟動為ASG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（約50 m3/h）升溫吸收了大約18 MW，約為30 min時最大余熱的一半。穩壓器滿水后第一個SEBIM安全閥履行溢流功能，限制其壓力。這就是“供水—溢出模式”。根據設計要求，每個安全閥在設計壓力17.2 MPa時的流量為170 T/h，一個安全閥動作可以保證一回路的壓力低于16.6 MPa。

（2）NSSS進入“供水—排出模式”。

①安注啟動以后，如果堆芯溫度Tric>330 ℃則手動打開穩壓器3條泄壓管線進入“供水—排出模式”；如果安注的持續時間大于30 min，不論Tric如何，都轉入“供水—排出模式”。

②如果ASG的總流量大于20 m3/h，但是堆芯溫度Tric已經大于330 ℃，則直接進入“供水—排出模式”，即手動啟動2列安注，并打開穩壓器3條泄壓管線。

1.2.3 用RRA系統將反應堆冷卻到后備狀態

進入“供水—排出模式”后，只要SG不能恢復可用，就必須保持這種堆芯冷卻方式，直到RRA系統滿足投運條件，用RRA系統將反應堆冷卻到Tric<70 ℃的后備狀態。

RRA系統投入之后，即以最大冷卻速度56 ℃/h冷卻堆芯，將反應堆后撤到冷停堆。RRA系統投運后，就可以停運安注，隔離穩壓器排放管線，轉入正常的上充下泄模式。

2 對于進入“供水—排出模式”必要性的探討

通過對比三里島事故事件序列和秦山二廠1，2號機組H2規程的處理過程，我們可以發現，在SG給水完全喪失且無法恢復的情況下，及時啟動SI的重要性。但是啟動安注后，由于穩壓器安全閥在壓力超過定值時會自動開啟，而壓力降低時會自動關閉，從而保證了一回路的壓力在16.0～16.6 MPa，從而限制了注入一回路的SI量。通過秦山二廠2號模擬機的模擬，我們模擬了在SG完全喪失給水時，處于“供水—溢出模式”的堆芯參數的變化情況。

秦山二廠2號模擬機SG完全喪失給水時的動作序列如下：

初始工況：100%FP 運行。

0：00：00 反應堆因為SG水位低低停堆、汽機跳閘、SG水位低低且給水流量低觸發，觸發ASG電動泵和汽動泵同時啟動，并且調節閥全開。

——此時輔助給水手動隔離閥ASG031VD和ASG032VD不明原因關閉，且無法打開，進入2臺SG的給水流量為0。

——停堆后，堆芯溫度下降，穩壓器壓力不斷下降。

——操縱員執行DEC規程。

0：00：25 停堆后主給水隔離。

0：02：30 操縱員根據H2規程，手動停運RCP主泵。

——堆芯以自然循環冷卻，冷卻流量由23 000 T/h下降到700 T/h。

0：05：55操縱員根據H2規程，手動啟動SI。

——第二臺高壓安注泵啟動，2臺高壓安注泵以安注模式向堆芯注入含硼水，每臺安注泵的流量為40 m3/h。

——2臺低壓安注泵啟動，從PTR001BA吸水，為高壓安注泵提供吸入壓頭。

——安注啟動后，穩壓器壓力開始上漲，直到第一組安全閥動作（16.6 MPa）。

安全閥動作開啟后，穩壓器壓力降低到16.0 MPa，安全閥關閉，壓力開始上漲，到達16.6 MPa開啟，如此周而復始。一回路壓力穩定在16.0～16.6 MPa。一回路進入“充水—溢出模式”。堆芯溫度在經過短暫下降后，開始逐漸升高。

01：40 堆芯最高溫度達到330 ℃。

——飽和裕度逐漸降低。

——壓力容器水位不斷下降。

01：50 安全殼噴淋自動啟動。

02：35 堆芯最高溫度達到350 ℃。

——飽和裕度為0。

——堆芯水位下降到10.4 m。

02：55 自然循環流量中斷。

——環路中有大量氣泡。

03：37 手動開啟穩壓器安全閥和隔離閥。

——堆芯水位快速下降到4.06 m。

——一回路壓力迅速降低。

——HHSI流量迅速升高，每臺SI泵的流量達到70 T/h。

——隨著SI流量的上升，堆芯水位逐漸升高到4.75 m。

——堆芯溫度逐漸下降。

3 結語

從模擬機的事故發展過程中可以看出，處于“供水—溢出模式”時，由于堆芯壓力較高，2臺HHSI的總流量只有80 T/h，無法帶走堆芯余熱。堆芯溫度在停堆初期，稍微下降一段時間后，不斷升高直到達到飽和溫度350 ℃，堆芯沸騰。在堆芯沸騰后，由于堆芯有氣泡的存在，阻礙了進入堆芯的SI流量。即使一回路壓力在安全閥開啟后下降到3 MPa，HHSI也無法達到最大流量160 T/h，影響了堆芯水位的恢復。因此，及早地開始穩壓器安全閥，進入“供水—排出模式”，保證SI流量，這對于堆芯冷卻是非常重要的。而三里島事故中，在泄壓閥打開的情況下，操縱員不但沒有發現，反而為了控制穩壓器水位減小SI流量，最終導致堆芯冷卻能力不足，堆芯熔化。所以根據H2規程，秦山二廠1，2號機組在發生SG完全喪失給水事故時，在確定SG給水無法恢復后，要盡早進入“供水—排出模式”，以最大的SI流量注入堆芯。直到SG的給水恢復，SG恢復可用，且參數滿足后，才可以限制SI流量，停運一臺HHSI泵轉入上充模式。

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