基于熱工水力分析確定LOCA破口尺寸及CDF定量化

楊亞軍,鄭堯瑤,樊 普,詹文輝,蔡孝玉

(上海核工程研究設計院有限公司，上海 200233)

喪失冷卻劑事故(LOCA)指反應堆一回路壓力邊界發生破口導致冷卻劑流失的事故，從以往PSA分析經驗來看，LOCA是電廠堆芯損傷頻率(CDF)的重要貢獻因素[1]。由于不同破口尺寸下電廠響應的差異，概率安全評價(PSA)一般將其作為大、中、小LOCA分別予以考慮。傳統壓水堆核電廠PSA分析中[2-4]，大LOCA定義為通過破口可降壓至低壓安注自動注射以提供充分的堆芯冷卻來防止發生堆芯損傷，破口等效直徑大于15.2 cm(6 in)；中LOCA定義為通過破口不足以降壓至低壓安注自動注射以提供充分的堆芯冷卻來防止發生堆芯損傷，需要高流量系統進行補水，破口等效直徑介于5.1～15.2 cm(2～6 in)；小LOCA定義為通過破口不足以降壓至低壓安注自動注射以提供充分的堆芯冷卻來防止發生堆芯損傷，低流量系統足以補水，破口等效直徑介于1.3～5.1 cm(0.5～2 in)。

對于這些“稀有事件”或“極稀有事件”，其始發頻率通常采用工業通用數據并考慮電廠特定設計(對應于美國機械工程師協會(ASME)能力等級Ⅱ要求)。結合電廠特定設計確定LOCA始發頻率并論證其影響，則對應于ASME能力等級Ⅲ要求[5]。為更現實的評估LOCA風險(討論的LOCA不包括壓力容器破裂或極小LOCA，以及穩壓器安全閥誤開等引起的破口)，本文以某30萬千瓦壓水堆核電機組為對象，首先根據不同緩解條件對破口譜進行熱工水力分析從而確定大、中、小LOCA尺寸范圍，然后根據破口尺寸確定LOCA始發頻率并建立事件樹模型進行CDF定量化，最后與直接采用通用數據的結果進行對比評估其影響。……