30萬機組在主系統大破口下的事故分析

于龍

【摘 要】核電發展數十年來，人們已傾于認同核電是一種安全，清潔、高效的能源，核電廠發生嚴重事故的概率極低。但是，事故一旦發生，可能導致堆芯熔化，不僅對壓力容器的完整性造成威脅，且可能致使放射性物質向環境釋放。本文通過對30萬機組在大破口下的事故分析，闡述了即使在破口事故且全廠失電的超設計基準事故下，仍能將反應堆置于安全狀態。

【關鍵詞】LBLOCA;安注;堆芯淹沒

中圖分類號： TM623.8文獻標識碼： A文章編號： 2095-2457（2019）03-0157-004

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.03.065

Accident Analysis of CP300 under the LBLOCA of the Main System

YU Long

（CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，Haiyan，Zhejiang，314300）

【Abstract】Nuclear power has developed for decades，people are prone to agree that nuclear power was a safe， clean，efficient energy，nuclear power plant is low risk of a serious accident.However，once the accident is happened，it can lead to core melt，this is not only a threat to the integrity of the pressure vessel，but also may cause released radioactive substances into the environment.Through the analysis of the accident of cp300 under the LBLOCA of the main system，this article proves that the reactor can be placed in a safe state even under the over-design accident of the LBLOCA and SBO.

【Key words】LBLOCA;Injection;Core flooding;SBO

1 交流電正常工況下主系統大破口時堆芯淹沒方式

假想事故過程：在秦一廠30萬機組反應堆功率運行期間，一回路系統發生大破口事故，破口當量直徑超過243mm（主管道直徑700mm），反應堆冷卻劑通過破口噴射到安全殼內，反應堆冷卻系統快速卸壓，穩壓器壓力降低，停堆并觸發安注信號（10S內，如圖1），安注系統迅速向堆芯注射硼水，使堆芯淹沒，確保堆芯處于次臨界狀態，帶走剩余衰變熱以避免堆芯損壞，保證壓力容器的完整性。圖1為主管道破口為100%（破口直徑700mm）、50%（破口直徑495mm）、20%（破口直徑313mm）對應的主系統溫度、壓力變化曲線。

1.1 初期冷段注射階段

這個階段能使堆芯再淹沒以防止堆芯損壞，在這個階段無須操作人員干涉。硼水從硼酸貯存箱、換料水箱和安注箱輸送到主冷卻劑系統。

安注信號發出后，按安注信號啟泵程序啟動化容上充泵，硼酸駁運泵、高壓安注泵和低壓安注泵。同時，安注信號打開化容上充泵與換料水箱的隔離閥V02-216A、B和緊急供硼管線上的隔離閥V02-222、V02-220：關閉容控箱出口隔離閥V02-104A、B。

兩臺離心上充泵首先動作注射7000ppm濃度的硼水進入反應堆冷卻劑系統的冷段。上充泵入口的兩個并聯閥門打開，上充泵一面從硼酸貯存箱吸入硼酸，另一面又從換料水箱吸入硼水。大破口反應堆冷卻劑系統壓力下降迅速，很快造成上充泵超流量（總管流量≥52m3/h）跳閘。

當主系統壓力高于10.78MPa（110kgf/cm2）時，高壓安注泵處于小流量運行的狀態，換料水箱內的硼水經高壓安注泵和小流量回流管線又回到換料水箱。此時化容離心上充泵將換料水箱2400ppm和硼酸駁運泵出口7000ppm（4%重量百分比濃度）濃硼酸，通過上充管線注入主系統冷段。當反應堆冷卻劑系統壓力下降而造成離心上充泵超流量運行（總管流量≥52m3/h）時，離心上充泵的保護系統動作使兩臺離心上充泵跳閘，此時高高壓安注分系統停止運行。

當主系統壓力低于10.78MPa（110kgf/cm2）時，換料水箱內濃硼酸溶液經換料水箱出口隔離閥V09-33A/B及止回閥V09-32A/B，進入高壓安注泵，經高壓安注泵加壓后經出口止回閥V09-26A，B/C，D及出口隔離閥V09-25A，B/C，D，進入安全注射集管，然后經節流閥V09-13A，B/E，F，冷段注射隔離閥V09-12A，B/E，F，冷段注射止回閥V09-11A，B/C，D，分成4路，然后經安注箱出口管止回閥V09-01A/C，分別注入主系統兩個環路的冷段。注入流量隨著主系統壓力的降低而逐漸增大。當反應堆冷卻劑系統壓力降為0時注入流量達到最大120m3/h（運行值取第5次換料大修安注全流量試驗值，運行值均大于120m3/h）。

當主系統壓力降到低于4.9MPa時，安注箱里的硼水經V09-02A/B頂開兩只止回閥V09-01A，B/C，D注入堆芯。當安注箱液位接近排空時應恢復V09-02A/B的供電，并且關閉該二閥門，隔離安注箱。

當主系統壓力降至0.98Mpa（10kgf/cm2）以下時，低壓安注泵開始將換料水箱內硼水注入堆芯。

1.2 再循環冷段注射階段

初期冷段注射往往不能使反應堆達到冷停堆狀態。當換料水箱水位下降到低-低液位2.26m時，將安注復位，停止除安全殼噴淋泵之外的所有從該箱吸水的水泵（安注泵、停冷泵及離心上充泵），將CB-517盤上“再循環工況選擇”開關打到“投入”位置，發出安注再循環信號。該再循環信號關閉V09-33A/B、V09-24A/B，V06-20、V08-28A/B，打開V09-18A/B、V09-31A/B、V08-24A/B。然后手動啟動低壓安注泵（即停冷泵）及高壓安注泵（先啟動輔助油泵），這樣，低壓安注泵從安全殼再循環地坑吸水，充當高壓安注泵的前置泵;高壓安注泵經高低壓安注泵之間的隔離閥V09-31A/B從低壓安注泵的出口吸水，然后經出口止回閥V09-26A，B/C，D及出口隔離閥V09-25A，B/C，D，進入安全注射集管，然后經節流閥V09-13A，B/E，F，冷段注射隔離閥V09-12A，B/E，F，冷段注射止回閥V09-11A，B/C，D，分成4路，然后經安注箱出口管止回閥V09-01A/C，分別注入主系統兩個環路的冷段。當主系統壓力低于0.98MPa（10kgf/cm2）時，低壓安注泵可直接將地坑水注入主系統。

1.3 冷段-熱段交替再循環階段

安注系統運行24小時后，堆芯還沒有冷卻下來，為了避免堆芯出現硼結晶，堆芯因地坑硼濃度過低而引起重返臨界，開始進入冷段-熱段交替再循環階段。由主控室操縱員手動開啟高壓安注熱段分管隔離閥V09-12C/D/G/H，關閉高壓安注冷段分管隔離閥V09-12A/B/E/F，進行熱段注射。當主系統壓力高于0.98MPa（10kgf/cm2）時，由高壓安注泵從主系統熱段向堆芯注水。當主系統壓力小于0.98MPa（10kgf/cm2）時，則低壓安注泵可直接從主系統熱段向堆芯注水。熱段注射的目的在于消除堆芯和主系統內的任何高溫死區。

在這個階段，操縱員可通過手動依次反復開關高壓安注泵出口的冷段和熱段隔離閥，改變注射流向，建立交替再循環階段，以保證維持堆芯硼濃度低于可溶極限。

在再循環階段，停冷熱交換器一般由安全殼噴淋系統使用，以盡快降低安全殼大氣的壓力和溫度。如安全殼噴淋系統停運時，可用于低壓注射分系統。

系統在此階段維持一個較長時間直到反應堆冷卻劑系統壓力低于低壓安注泵設計流量時的壓頭，此時可以手動停止高壓安注泵，余熱排除泵繼續提供冷卻以達到冷停堆。

2 SBO和LOCA疊加事故情況下堆芯淹沒方式

2.1 安注箱安注系統迅速響應

當主管道雙端斷裂時，首先對反應堆起淹沒作用的是安注箱安注系統，作用時間是事故發生后的15S左右，如圖2（主管道破口為100%、50%、20%對應的安注箱液位變化曲線）。

2.2 主系統快速冷卻降壓方式

完好蒸發器冷卻降壓。若柴油機輔助給水泵無法啟動或啟動后失效，應立即申請使用移動泵，執行《移動泵取水水源接口接入規程》、《移動泵二回路接口接入規程》，投入二回路應急補水。如果移動泵無法就位，立即征調消防車從V20-42A/42B/42C/42D接管向SG注入消防水;同時全開大氣釋放閥ZZQ-13V/14V，降低SG二次側背壓以使得消防水能夠順利注入SG。

電站發生SBO和LOCA疊加事故后（超設計基準事故），一回路主系統全部補水水源喪失和所有冷卻功能失效;短期不具備恢復的可能或無法評估何時恢復;堆芯水位持續下降，堆芯溫度持續上升，堆芯有裸露風險或趨向裸露;準備通過移動泵和外界動力向堆芯進行應急補水，使堆芯淹沒。

一回路應急補水水源：第一水源為換料水箱，第二水源為消防水。使用第二水源或其他清水源需要請示應急指揮并得到同意后方能進行。

通過移動泵和外界動力向一回路進行應急補水，其應急補水流量應能滿足停堆6小時后堆芯余熱排出的需要，所設置的設備應保證事故后至少72 小時的運行需求。

切除部分一回路直流蓄電池負荷，如部分廠房照明，以延長一回路直流蓄電池供電時間;若一回路直流蓄電池電壓下降，切除二回路直流負荷（除220KV外電源恢復所需電源外），如直流油泵，停用一回路直流蓄電池，并將一回路直流B母/二回路直流聯絡運行。盡快恢復一路廠用電，當任意一列6KV、380V安全母線恢復供電時， 應開始執行電廠長期恢復操作。

3 廠用電源的多樣性和可靠性

3.1 場外電源

秦山核電廠通過四條互不交叉和二個方向的220KV輸電線與浙江電網相聯，這四條輸電線是秦塘2P59、秦躍2428、秦立2424、秦方2P70，在正常運行時，秦塘2P59、秦躍2428接在220KV Ⅰ母上，秦立2424、秦方2P70接在220KV Ⅱ母上。

正常運行時，350MWe發電機經主變通過220KV變電站向電網供電，并通過高壓廠變向6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母線供電，6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母線由6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母線供電;啟備變運行在220KV Ⅱ母上，正常為空載運行，并且作為6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母線自動備用電源。

電站換料檢修和啟動時，從電網經秦塘2P59 （或秦躍2428）通過220KV Ⅰ母、高壓廠變2001M開關和高壓廠變向6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母線供電，并且通過6KV工作Ⅰ、Ⅱ段母線向6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母線供電;從電網經秦立2424通過220KV Ⅱ母向啟備變供電，正常啟備變為空載運行，并且作為6KV公用Ⅰ、Ⅱ段和6KV安全Ⅰ、Ⅱ段母線自動備用電源。該二路電源均正常時，方可啟動，啟動完畢，可用主變2001B開關手動準同期將發電機并網。

《秦山核電廠最終安全分析報告第16章 技術規格書》中規定：

在運行模式1，2，3，4A和4B下，必須保證由輸電網用兩條輸電線向電廠供電，兩條線路在電氣上及實體上完全獨立。

在運行模式5和6下，必須保證由輸電網用一條條輸電線向電廠供電。

3.2 場內電源

3.2.1 三臺應急柴油發電機組

秦一廠共有三臺應急柴油發電機組，每臺機組的容量為2000KW，發電機為TFHY2000-6/143型，柴油機為16V240ZDA型，機組參數詳見附錄A。

機組運行方式為1#EDG作為6KV安全I段的應急備用電源，3#EDG機組作為6KV安全II段的應急備用電源，2#EDG作為1#EDG或3#EDG機組的檢修備用。

《秦山核電廠最終安全分析報告第16章 技術規格書》中規定：

在運行模式1，2，3，4A和4B下，必須保證有兩套分隔且獨立的柴油發電機組可運行，每套有：分隔的日用燃油箱最低限度貯有燃油0.8m3、分隔的燃油貯存系統最低限度貯有32m3燃油及分隔的燃油抽油泵。

在運行模式5和6下，必須保證有一套柴油發電機組可運行，即同時具備裝滿燃油的日用燃油箱、分隔的燃油貯存系統，至少裝有32m3燃油，以及一臺燃油抽油泵。

3.2.2 一臺AAC柴油發電機組

AAC（Alternate AC）電源為非安全級電源，其主要功能是提高核電廠的縱深防御能力以及實現投資保護功能，在全廠失電工況（SBO：STATION BLACKOUT）下，對6KV安全Ⅰ段或6KV安全Ⅱ段母線供電，向安全停堆有關負載提供充足、可靠的電力，保證堆芯的冷卻及余熱的排出，確保安全殼適當的完整性;同時，可向非安全的重要設備供電，避免重大設備損壞。AAC柴油發電機組應在在發生SBO事件1小時之內成功啟動并帶載，并且保證至少8小時的滿功率持續運行的能力。

AAC電源廠房共地上三層，一層為燃油貯罐間、值班室、檢修間、消防設備間;二層為柴油發電機室、日用油箱間、低壓配電控制間及直流配電間;三層為中壓配電間。根據防水淹項目數據，本地區積水深度為1.41米，因此AAC電源廠房首層室內外高差定為1.5m，并且將柴油發電機放置于二層，具有足夠的防水淹能力。

正常工況時AAC柴油發電機組在熱備用，當出現失去全部廠外電源但廠內應急電源可用的事故工況，可啟動AAC柴油發電機組，向6KV公用Ⅰ段、工作Ⅰ段母線供電，維持部分重要負荷運行。在SBO工況下，可啟動AAC柴油發電機組，向6KV安全Ⅰ（或Ⅱ）段供電。

3.2.3 一臺中壓移動柴油發電機組

適用于一廠30萬機組嚴重事故工況下，在廠內和廠外交流電源以及廠址內附加柴油發電機全部喪失時，中壓移動柴油發電機通過6KV AAC段向6KV安全母線供電的相關操作，可作為主控室與常規島/電氣崗位進行上述范圍內的運行管理及操作的依據

3.2.4 兩臺低壓移動柴油發電機組

適用于一廠30萬機組事故應急期間2臺移動柴油發電車通過380V安全Ⅰ、Ⅲ段分別給380V安全段A、B通道供電的相關操作，可作為主控室與常規島/電氣崗位進行上述范圍內的運行管理及操作的依據。

4 總結

即使是核電廠發生SBO和LOCA疊加事故（超設計基準事故）的情況下，主系統反應性仍能得到有效控制，置于安全狀態，福島事故后，30萬機組采取的一系列整改措施，增加了多樣性的安全電源，進一步保證了反應堆堆芯在事故后受到保護。

【參考文獻】

[1]【安全注射系統（RSIS）】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術政策、大綱及導則.

[2]【安全注射系統運行規程】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.

[3]【秦山核電廠最終安全分析報告】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術政策、大綱及導則.

[4]【應急柴油發電機組運行規程】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.

[5]【喪失全部交流電源】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.

[6]【中壓移動柴油發電機向6KV安全母線供電運行規程 QYG.03.27】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.

[7]【低壓移動柴油發電機給380V安全母線供電運行規程】 中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.

[8]【SBO柴油發電機運行規程】中核核電運行管理有限公司秦一廠技術規程.