核電廠失水事故大LOCA處理策略分析

張志強

摘要：本文通過對失水事故LOCA的物理機制，大LOCA主要演變過程的的分析，結合大LOCA時的風險，對事故規程EOP體系中處理大LOCA的事故策略進行了分析。

關鍵詞：失水事故；LOCA；事故規程處理策略

一、物理機制

失水事故LOCA定義為反應堆冷卻劑系統管道或與系統連接的在第一個隔離閥以內的任一管線的破裂。

破口的原因可能為：一回路一根管道或輔助系統（RCV RRA）的管道破裂；系統上的一個閥門意外打開或不能關；泵的軸封或閥桿泄漏；一根管道完全斷裂；破裂。

因為失水事故的后果隨破口的大小、位置和系統的初始狀態的不同而有明顯的不同，這里主要針對大破口介紹：

大破口—當量直徑>345mm直到最大的一回路管道的雙端剪切斷裂，PZR壓力迅速下降直至等于安全殼內的壓力，由于大量的質量和能量釋放到安全殼內，安全殼內的壓力和溫度將升高，SG的壓力同時也將逐漸下降。當PZR壓力為低和低—低時，將分別自動啟動緊急停堆和安注。

二、大破口LOCA的主要演變過程

（一）降壓的力學影響

（1）降壓波在回路中的傳播。（2）主泵超速：下游出現大破口時，由于主泵的出口處壓力突然下降，這臺主泵就會超速運轉。上游出現大破口時，泵內的流動將反向，轉動也換向。在這種情況下，主泵轉飛輪的慣性很重要，它的設計應考慮能抗拒這種作用。（3）控制驅動棒驅動機構、堆內構件、壓力容器、一回路的支撐件在設計中均要考慮接受這種沖擊。

（二）熱工水力的影響

一般的熱工水力過程分為：一回路快速降壓、排空；堆芯再淹沒；燃料棒再浸濕。

（三）點考慮燃料和安全殼。

對于燃料棒，有如下方面要考慮：溫度的變化；包殼的機械特征；鎬—水反應。

（四）對于安全殼，有如下方面要考慮

間隔的壓力上升；安全殼內的壓力上升；壓力殼坑的壓力上升；熱應力和機械應力；安全殼內的氫氣。

三、風險分析

LOCA失水事故至少使第二道屏障暫時失去完整性，并對其它兩道屏障和一回路部件及其支撐構件產生危險，主要有以下三個方面的危險：包殼—發生DNB及鋯水反應；安全殼—溫度壓力升高及氫爆；一回路—降壓波及流體噴射的沖擊。

四、采取的措施

設計階段，考慮到一回路破口形成的沖擊，一回路是按以下4個基本準則來設計：某一環路的主管道破裂不應導致另一環路的主管道破裂；某一環路的某一段破裂不應導致同一環路的另一段破裂；一回路管道破裂不應導致二回路管道破裂；一回路管道破裂不應導致一回路設備的損壞。

自動保護要達到以下目的：停止產生核功率（事故緊急停堆）；當堆芯出現失水危險時應避免或限制堆芯失水（安注）；壓力容器下封頭再充水和堆芯再淹沒（安注）；限制安全殼內壓力峰值，特別是限制溫度升高（安全殼噴淋）；禁止放射性釋放到安全殼外（安全殼隔離）。

手動保護達到以下目的：為保證安全殼的密封性，在一定條件下手動啟動EAS噴淋；堆芯長期冷卻的建立需要冷、熱端的安注轉換；RRA連接時的破口處理可能手動啟動低壓安注。

五、大LOCA失水后事故規程處理策略

規程處理的目的是在大破口失水事故時使堆芯獲得冷卻，保證安全殼的完整和冷卻。由冷卻劑喪失引起的反應堆冷卻劑卸壓將觸發反應堆停堆和安全注射系統自動啟動，這個事件的結果是高壓安注泵和低壓安注泵把PTR水箱中的水注入冷段（直接注入階段）。當PTR水箱中水排空后，低壓安注泵從地坑吸水，地坑中的水由安全殼噴淋系統（EAS）熱交換器冷卻。低壓安注泵把地坑水注入冷段并為高壓安注泵增壓，高壓安注泵也把地坑水注入冷段（冷段再循環階段）。稍長一段時間后，由于在堆芯可能析出硼和地坑中硼濃度的減小，要求轉入熱段注入。因此最終的運行模式是冷熱段同時注入再循環，低壓安注泵從地坑吸水、注入冷段和熱段并為高壓安注泵增壓，高壓安注泵同樣把地坑水注入冷段和熱段。同時，安全殼噴淋系統也可能投入運行使安全殼內的溫度、壓力保持在可接受的范圍內，從而保證安全殼的完整性。如果安全殼噴淋系統沒有在安全殼壓力高4信號下自動啟動，運行人員就必須連續監視安全殼穹頂的溫度，當該溫度超過閾值時手動啟動安全殼噴淋系統。

六、結論

對于現有的EOP規程體系，針對大LOCA事故的處理可以起到緩解事故后果，使堆芯冷卻，保證安全殼的完整性和冷卻的作用。但是存在一定的不足，比如未考慮疊加事故時的處理策略及與其他事故處理策略的銜接問題，這個是需要在事故規程優化中需要考慮的問題。