核電站一回路失水事故分析

許海峰

【摘 要】本文對核電站一回路失水事故（LOCA事故）的分類及驗收準則進行簡單介紹，主要針對兩種比較典型的LOCA事故的發展階段進行詳細介紹，重點描述一回路失水事故發生后安全系統（RIS系統）的動作和堆芯水裝量的變化以及堆芯余熱的導出情況。并對影響LOCA事故后果的幾個主要因素進行分析，通過堆芯水裝量的變化來判斷燃料包殼的完整性，以此來評價我們核電廠的安全性。

【關鍵詞】LOCA；等效直徑；破口位置；發展階段；水裝量

0 前言

對于核電站來說，限制功率提高的因素不在于中子動力學方面，而在于傳熱學方面的限制，這種限制并不是說在滿功率運行時熱工設計的裕度不夠，而是指各種設計基準事故驗收準則的限制。據統計，壓水堆核電廠中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包殼溫度不超過1204℃這個限制條件，還有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必須大于某個值的限制，當然，大多數核電廠是受到兩者的共同限制的。因此，準確地分析LOCA事故，在保證核電廠有足夠的安全裕度情況下，又可保證核電廠有良好的經濟效益。本文就大LOCA和中LOCA這兩種比較典型的事故進行分析，并對影響這兩種事故工況的影響因素加以分析，看看它們對LOCA事故后果的影響。

1 LOCA事故的分類及驗收準則

1.1 LOCA事故的分類：

LOCA事故是依據一回路破口的等效直徑大小來進行分類的，具體如下：

極小破口：等效直徑小于等于9.5mm的破口；

小破口：等效直徑在9.5--25mm 之間的破口；

中破口：等效直徑在2.5--25cm之間的破口；

大破口：等效直徑在25cm以上的破口。

1.2 LOCA事故的驗收準則：

（1）事故后包殼溫度峰值不超過1204℃；

（2）事故后包殼總氧化率不超過總厚度的17%；

（3）事故后包殼與水反應產生的氫量不超過假想產氫量的1%；

（4）事故后堆芯維持可冷卻的形狀；

（5）RIS系統正常運行后應能保證堆芯的長期冷卻（特別是對一些半衰期較長的核素），并保證堆芯的溫度不超過限值。

（1）、（2）準則的目的是為了防止事故后包殼脆化和熔化，從而保證第一道安全屏障的完整性；（3）準則的目的是防止安全殼內氫含量達到爆炸濃度，從而保證第三道安全屏障的完整性；（4）、（5）準則是為了保證RIS投運后含硼水能重新淹沒并冷卻堆芯，保證有足夠的長期的堆芯冷卻能力。

2 中LOCA事故分析

2.1 中LOCA事故的發展階段

中LOCA事故指破口等效直徑在2.5--25cm之間的破口，中LOCA事故發展一般分為四個階段：

第一階段是緩慢噴放階段。過冷液體從破口噴出，系統壓力降低，堆芯的熱量主要通過自然循環由SG帶走，這個階段SG起到了重要的熱阱功能。

第二階段是環路水封存在階段。隨著一回路系統壓力的降低，漸漸接近二回路的壓力，一、二回路的溫差越來越小，自然循環逐漸終止；同時由于一回路過渡段水封的存在，堆芯產生蒸汽不能破口噴出。此時一回路的熱量主要通過破口的冷卻劑噴放和SG傳熱管上段的回流冷凝帶走；由于這兩種傳熱方式的效率較低，不足以排出堆芯的衰變熱，上腔室的水開始汽化，蒸汽在上腔室的聚集迫使壓力容器水位快速降低，從而引起堆芯的裸露和包殼快速升溫，這個階段一回路的壓力接近一個恒定值。

第三階段是環路水封清除階段。由于環路水封清除，上腔室的蒸汽從破口噴出，上腔室的壓力降低，導致下行段的冷卻劑和安注的水涌入堆芯，堆芯水位得到恢復，燃料包殼得到冷卻。由于蒸汽的排熱效率高，堆芯的熱量主要由蒸汽從破口排出，但一回路水裝量沒有明顯的回升。

第四階段即長期冷卻階段。由于壓力降低導致的高壓安注流量的增加和安注箱的投運，一回路水裝量明顯上升，堆芯水位也得到恢復。最后低壓安注系統投運，系統轉到再循環工況。

2.2 中LOCA事故影響因素分析

2.2.1 破口位置的影響

破口位置一般分為冷段、熱段和汽腔破口。對于冷段破口，一回路因冷卻劑的過冷排放而快速降壓，因壓力低停堆停機，二回路壓力上升，一、二回路壓力基本平衡，一回路進入緩慢降壓階段，當水封消除后，一回路降壓恢復，二回路壓力高于一回路壓力；SG逆向傳熱，二回路溫度降低，壓力也隨之降低。壓力容器的水位剛開始由于穩壓器的水沒有排完，壓力容器水位基本不變，當壓力降到上腔室飽和壓力時，上腔室冷卻劑閃蒸，壓力容器水位下降；高壓安注投入，由于注入流量較小，不能補償破口損失，但卻使壓力容器水位下降變緩；當穩壓器的水排完后，壓力容器水位快速下降；當降到進出口接管平面時，壓力容器水位出現一段穩定期；當自然循環終止，水封出現時，堆芯冷卻劑汽化，壓力容器水位快速降低；水封消除后，堆芯下部冷卻劑和高壓安注的水涌入堆芯，水位開始恢復；此后堆芯冷卻劑蒸發仍存在，堆芯水位起伏且還有裸露的可能性；安注箱注入后，堆芯水位開始整體上升。包殼溫度包殼溫度在燃料元件裸露時溫度升得很快，直到水封消除，堆芯下部冷卻劑和高壓安注的水涌入堆芯，包殼溫度大幅度下降，堆芯冷卻劑蒸發引起堆芯再次裸露的話，包殼溫度還要上升，直到安注箱注入。

對于熱段破口，由于冷卻劑的排出一般要經過堆芯，即有助于堆芯流量的維持，堆芯的冷卻條件較好，因此堆芯不會裸露，包殼也不會升溫。另外熱段冷卻劑溫度較高，所以飽和噴放出現較早，破口流量小，水裝量損失慢，一回路降壓慢一些。

對于汽腔破口，由于穩壓器中的水是飽和的，一旦降壓飽和水就會沸騰，水中含汽率大量增加會導致穩壓器中水位突然上漲，其余現象同熱段破口。由此可以看出，冷段破口最危險。

2.2.2 破口尺寸的影響

破口的尺寸越大，一回路降壓越快，水裝量衰減越快，堆芯裸露越早，裸露越深，但停堆、RIS等保護動作也越早，事故進程加快，即堆芯裸露深度與裸露時間是一種相互消長的約束。正是這種約束，使之有一個最危險的破口尺寸。

2.2.3 主泵運行的影響

事故早期，主泵的運行加強SG的輸熱，一回路降壓較快，安全保護動作也較早。主泵運行，提高堆芯下行段的壓力，堆芯水位一直維持較高水平，不出現裸露，因而包殼冷卻較好。主泵運行，加強冷卻劑的攪混，事故后期，冷段破口會增加冷卻劑的流失。

3 大LOCA事故分析

3.1 大LOCA事故的發展階段

大LOCA事故指破口等效直徑在25cm以上的破口，大LOCA事故發展一般也分為四個階段：

第一階段為噴放階段。從剛開始的欠熱噴放到后來的飽和噴放，系統的壓力不斷下降，水裝量也不斷下降，堆芯上部裸露，包殼溫度不斷上升，有發生鋯水反應的可能。

第二階段為再充水階段。RIS系統將觸發，安注箱向壓力容器注入含硼水，這將向燃料提供部分冷卻手段，但在初期大量的水變成汽水混合物質從破口排出，甚至大量注入的含硼水直接從破口噴出，直至噴放結束后，大量的水才開始在壓力容器中聚集。總之，這一階段燃料未得到充分的冷卻。

第三階段為再淹沒階段。壓力容器中含硼水越來越多，水位開始上漲，由于燃料的表面溫度已經達到很高的程度，含硼水剛開始接觸包殼表面時，會發生池式沸騰，包殼溫度降低后轉為泡核沸騰，包殼溫度迅速下降。

第四階段為長期堆芯冷卻階段。堆芯全部淹沒后，低壓安注系統從PTR001BA取水注入壓力容器，維持冷卻，當換料水箱的水快用完時，自動轉到從地坑取水，通過低壓安注再循環工況實現堆芯的長期冷卻。

3.2 大LOCA事故影響因素分析

3.2.1 破口位置的影響

冷段破口會造成較高的危險峰值溫度，因為破口流量與堆芯流量相反，噴放早期冷卻惡化，上腔室壓力高，引起堆芯水位下降，破口流出的冷卻劑溫度低，帶走熱量少，RIS注入的水損失較多。熱段破口會造成較高的安全殼峰值壓力。

3.2.2 噴放系數的影響

分析表面，并不是噴放系數越高，包殼表面溫度就越高，包殼表面溫度的大小與噴放結束時燃料元件貯存的能量多少有很大的關系。破口大，則事故過程中冷卻劑從正向流向變成反向流動的時間短，惡化冷卻并不嚴重；破口略小一點，流動滯止現象可能更顯著，從而影響噴放早期的元件冷卻，噴放結束時燃料元件貯存的能量可能更多；而破口再小一點的話，則又會推遲元件裸露的時間，燃料元件貯存的能量又減少了。經過計算，CD=0.41，冷段有較高的包殼表面溫度。

3.2.3 安注系統的影響

1）安注箱壓力的影響

安注箱的壓力應與事故進程相適合，一般在噴放結束后注入堆芯較合適。如果安注箱壓力太高，則在噴放階段可能就排空了，對緩減事故不起作用。

2）安注流量的影響

一般來說，安注流量越大，事故過程中的包殼峰值溫度越低。但在有些參數綜合條件下，最大安注流量卻起不利的作用。

3.2.4 主泵運行的影響

在噴放早期，主泵的運行會導致堆芯再充水現象，對緩減事故有利。接著壓力的降低，導致一回路閃蒸，主泵的運行對事故沒有什么影響，反而會導致主泵的損壞，所以要停運主泵。

3.2.5 上封頭溫度的影響

上封頭約有10噸冷卻劑，它的溫度的不同對事故進程的影響是不一致的。如果溫度較高（相對于一回路），上封頭的水蒸發，起到了穩壓器的作用，從而使系統壓力降得慢，推遲了安注，而且還會壓迫堆芯水位下降，即越高越嚴重，所以正常運行必須保證上封頭有一定的流量。上封頭冷卻劑溫度不高的話，可以近似認為等于冷段溫度，上封頭有相當于安注箱的作用。

4 總結

通過對LOCA事故的介紹讓我們清楚核電站一回路失水事故的演變過程及事故后果，并通過對中大LOCA兩個典型事故的分析，明確即使在最不利的情況下，LOCA事故的后果也是可以接受的，滿足LOCA事故的驗收準則。

【參考文獻】

[1]秦山核電二期工程，秦山第二核電廠最終安全分析報告.

[2]核電秦山聯營有限公司，CP600核電廠高級運行.

[責任編輯：田吉捷]