張 盼，潘昕懌，王業輝，吳 鵬

核電廠喪失全部給水事故下PSA成功準則研究

張 盼，潘昕懌，王業輝，吳 鵬*

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

為了分析核電廠發生喪失全部給水事故后的瞬態響應，用于支持概率安全分析成功準則的確定，本文以國產先進壓水堆核電廠為研究對象，利用系統分析程序建立了電廠模型，研究了事故后電廠的瞬態特性，并開展了二次側非能動余熱排出系統（ASP）、操縱員動作時間、開啟閥門數量的敏感性分析，得出如下結論：如果3列ASP系統有效，堆芯余熱由ASP系統帶出，能夠維持堆芯冷卻；如果僅1列ASP系統有效，操縱員至少有7 100 s來執行充排操作來實現堆芯冷卻；如果所有ASP系統均失效，操縱員需要及時執行充排操作，且至少要手動開啟2個穩壓器安全閥或1個嚴重事故專用卸壓閥來實現堆芯冷卻。

概率安全分析；喪失全部給水事故；成功準則

喪失全部給水意味著主給水系統、應急給水系統以及啟停給水系統的喪失。該事故是由于二次側未能充分導出反應堆冷卻劑系統中產生的熱量而引發的過熱事故，一旦蒸汽發生器（SG）燒干，一方面可能會導致燃料組件毀壞，另一方面可能會引起一回路超壓。功率運行情況下，喪失全部給水會導致SG水裝量下降，SG排熱減少。SG低水位信號會觸發反應堆緊急停堆，反應堆停堆觸發停機。當汽輪機閥門關閉時，二回路壓力上升，蒸汽大氣排放系統（VDA）開啟，排出SG中產生的蒸汽。SG水位進一步降低，觸發二次側非能動余熱排出系統（ASP）啟動。ASP與SG建立自然循環回路，持續帶出堆芯余熱。

目前公開發表的相關文獻中，吳李興等開展了二次側非能動余熱排出系統換熱性能分析，驗證該系統的換熱能力[1-3]；李延凱等開展了AP1000、秦山二期核電廠完全喪失給水事故分析，分析各電廠在該事故下的瞬態響應以及核電廠應對該事故的能力[5-7]；徐海軍等研究了核電廠應對喪失全部給水事故的措施[4]；李明巖等開展了喪失全部給水事故引發嚴重事故方面的研究[8]。但目前公開的文獻中并沒有關于喪失全部給水事故成功準則方面的研究。

本文采用系統分析程序研究國產先進壓水堆核電廠發生完全喪失給水事故后的瞬態響應，并對事故瞬態的關鍵影響因素，如ASP是否投運、穩壓器安全閥開啟時間和數量、嚴重事故專用卸壓閥開啟時間和數量等進行敏感性分析，用于支持概率安全評價（PSA）中喪失全部給水事故的成功準則。

1 計算初始條件及工況

1.1 初始條件

與設計基準事故分析采用保守的分析方法不同，一級PSA熱工水力計算分析及結果要求盡可能符合電廠的實際情況。因此，計算初始條件與核電廠運行參數、系統設備結構與性能參數，以及信號延遲和系統設備的響應時間等均采用實際測量名義值，如表1所示。

表1 系統參數表

1.2 事故模擬

在滿功率運行條件下，假定發生喪失全部給水事故。喪失全部給水導致SG水位下降，SG水位低-1信號觸發反應堆停堆，SG水位低-3信號疊加應急給水（ASG）流量低來啟動ASP系統，VDA開啟壓力整定值8.6 MPa（假定GCT不可用）。

1.3 計算工況

本文開展了喪失全部給水事故分析，并考慮ASP系統、穩壓器安全閥和嚴重事故卸壓閥開啟數量的敏感性，具體的計算工況如表2所示。

表2 計算工況

2 計算結果及分析

2.1 基準工況的事故進程

在計算過程中，先進行穩態計算，使系統參數達到核電廠滿功率穩態運行狀態。假定在0時刻發生喪失全部給水事故，由于給水喪失，堆芯熱量由SG的水裝量帶出，導致SG水裝量減少，SG水位下降觸發反應堆停堆。在反應堆停堆后，堆芯余熱仍然只能由SG剩余水裝量排出，導致二回路超壓，二回路蒸汽經大氣排放系統排出，SG水位進一步下降，觸發二次側非能動余熱排出系統（ASP）啟動。在ASP系統啟動之后，堆芯余熱由ASP系統帶出，3列ASP系統換熱能力能夠及時排出堆芯余熱，一回路的壓力和溫度逐漸下降，最終壓力和溫度降至余熱排出系統投入運行的條件，由余熱排出系統來帶出堆芯余熱，實現長期冷卻，堆芯處于安全狀態。具體的事件時間序列如表3所示。

表3 事件時間序列

2.2 基準工況分析

圖1給出了基準工況下一、二回路的壓力瞬態曲線。該工況下，在事故早期由SG水裝量帶熱階段，一回路壓力高于15.5 MPa，而二回路壓力通過VDA系統維持在8.6 MPa。在ASP系統投入運行后，一、二回路的壓力會快速下降。在一段時間后，壓力開始緩慢下降，并處于較低的水平，且一回路壓力低于3.2 MPa，達到以余熱排出模式運行的壓力條件。

圖1 基準工況下一、二回路壓力瞬態曲線

圖2給出了一回路熱管段溫度、冷管段溫度及平均溫度的瞬態曲線。在事故早期階段，由SG水裝量帶出堆芯熱量，一回路冷卻劑溫度變化較小。在ASP系統投入運行后，冷卻劑溫度開始快速下降。在一段時間后，溫度下降速率減小，最終一回路冷卻劑溫度降至180 ℃以下，達到以余熱排出模式運行的溫度條件。之后，余熱排出系統接入帶出堆芯余熱，能夠維持堆芯安全狀態，實現長期冷卻。

圖2 基準工況下一回路冷卻劑溫度瞬態曲線

圖3給出了蒸汽發生器的水位瞬態曲線。在發生喪失全部給水事故后，由SG水裝量帶出堆芯熱量，導致SG水位快速下降，并產生停堆信號。在反應堆停堆之后，由SG剩余水裝量繼續帶出堆芯衰變熱，導致SG水位進一步下降，并產生水位低信號，觸發ASP系統啟動。在ASP系統啟動之后，堆芯余熱能夠通過ASP系統排出，且ASP混凝土水箱有足夠的水裝量，能夠持續帶出堆芯衰變熱，在這一階段，SG水位不再下降，維持在相對穩定的水平。

圖3 基準工況下蒸汽發生器水位瞬態曲線

2.3 敏感性分析

圖4給出了在1列二次側非能動能余熱排出系統（ASP）有效的情況下3組工況的穩壓器壓力瞬態曲線。在工況1下，因二次側喪失全部給水，只有1列ASP有效，ASP換熱能力不足以帶出堆芯衰變熱，導致一回路壓力升高，達到穩壓器安全閥的開啟整定值，穩壓器安全閥自動開啟/回座，一回路壓力始終維持在高水平，中壓安注系統無法對堆芯補水，直到堆芯損壞。與工況1相比，工況2在7 100開啟1個穩壓器安全閥，工況3在7 800 s開啟1個嚴重事故卸壓閥，因此在事故早期階段，3組工況的壓力瞬態是一致的。工況2在開啟安全閥后，一回路壓力快速下降，在降至8 MPa后，中壓安注系統開始向堆芯補水，能夠實現堆芯冷卻。工況3在開啟嚴重事故卸壓閥后，一回路壓力以更大速率快速下降，在降至8 MPa后，中壓安注系統也能及時向堆芯補水，能夠實現堆芯冷卻。

圖4 1列ASP有效工況下穩壓器壓力瞬態曲線

圖5給出了1列ASP有效的情況下3組工況的包殼溫度瞬態曲線。從圖中可以看出：工況1由于操縱員未手動實施充排操作，由于穩壓器安全閥的自動開啟導致一回路冷卻劑喪失，堆芯水位逐漸降低，在9 114 s時，堆芯燃料包殼溫度達到1 204 ℃，認為堆芯損壞；工況2下，操縱員在7 100 s手動開啟安全閥，中壓安注系統能夠及時向堆芯補水，包殼溫度雖然快速上升，但包殼峰值溫度低于1 204 ℃，認為堆芯安全；工況3下，操縱員在7 900 s開啟卸壓閥，中壓安注系統也能夠向堆芯補水，包殼峰值溫度低于1 204 ℃，認為堆芯安全。

圖5 1列ASP有效工況下包殼溫度瞬態曲線

圖6給出了所有ASP系統均失效情況下的6組工況的穩壓器壓力瞬態曲線。在工況4下，由于完全喪失二次側的冷卻，且操縱員不執行充排操作，堆芯余熱無法及時排出，一回路壓力一直維持在高水平，因穩壓器安全閥的自動開啟導致堆芯冷卻劑喪失，最終在4 700 s時，堆芯損壞。在工況5下，假定操縱員在600 s開啟1個安全閥，一回路壓力會快速下降，但因安全閥的排放流量有限，一回路的壓力始終高于中壓安注系統的注入壓頭，導致無法實現對堆芯進行補水，在4 550 s時堆芯損壞。在工況6和工況8下，操縱員分別在2 700 s和2 500 s開啟2個安全閥和1個卸壓閥，2組工況的壓力約在3 400 s后快速下降，中壓安注系統能夠及時實現對堆芯的補水。在工況7和工況9下，操縱員分別在4 000 s和4 300 s開啟3個安全閥和2個卸壓閥，2組工況在閥門開啟一段時間后，壓力會快速下降，中壓安注系統能夠很快對堆芯進行補水。

圖6 所有ASP都失效工況下穩壓器壓力瞬態曲線

圖7給出了所有ASP系統均失效情況下的6組工況的包殼溫度瞬態曲線。在工況4下，由于完全喪失二次側的冷卻，且操縱員不執行充排操作，堆芯余熱無法帶出，一回路升壓導致穩壓器安全閥的自動開啟排放冷卻劑，在一段時間后，堆芯開始裸露，在4 700 s時，堆芯熱點包殼溫度達到1 204 ℃，堆芯損壞。在工況5下，操縱員開啟1個安全閥實施一回路降壓，但一回路壓力始終高于中壓安注系統的注入壓頭，導致無法實現對堆芯進行補水，由于冷卻劑從安全閥的持續排放，導致堆芯水裝量降低，在4 550 s時，堆芯熱點包殼溫度達到1 204 ℃，堆芯損壞。在工況6和工況8下，操縱員分別開啟2個安全閥和1個卸壓閥，2組工況的堆芯熱點包殼溫度均未達到1 204 ℃，能夠實現堆芯冷卻。在工況7和工況9下，操縱員分別開啟3個安全閥和2個卸壓閥，2組工況下堆芯熱點包殼溫度均未達到1 204 ℃，能夠實現堆芯冷卻。

圖7 所有ASP都失效工況下包殼溫度瞬態曲線

3 結論

本文針對國產先進壓水堆核電廠的系統、設備建立計算模型，開展喪失全部給水事故分析，并開展關鍵參數的敏感性研究，得出如下結論：

（1）在喪失全部給水事故下，如果3列ASP系統有效，堆芯余熱能夠由ASP系統帶出，一回路壓力和溫度持續下降，能夠實現長期冷卻；

（2）在喪失全部給水事故下，如果只有1列ASP系統有效，1列ASP的換熱能力不能及時帶出堆芯余熱，一回路會升溫升壓，但操縱員至少有7 100 s來執行充排操作來實現長期冷卻；

（3）在喪失全部給水事故下，如果所有ASP系統均失效，堆芯余熱只能由蒸汽發生器的初始水裝量排出，一回路會快速升溫升壓，但操縱員需要及時執行充排操作，且至少要手動開啟2個安全閥或1個卸壓閥。

致謝

本文承蒙國家重點研發計劃“三代核電站實時風險監測評估與管理技術示范應用研究”（2019YFB1900805）項目資助，特此感謝。

［1］ 吳李興.“華龍一號”機組二次側非能動余熱排出系統運行分析［J］. 核科學與工程，2020，40（6）：956-964.

［2］ 嚴春，王建軍，閆昌琪. 二次側非能動余熱排出系統瞬態分析［J］. 核動力工程，2010，31（4）：25-30.

［3］ 李峰，劉昌文，吳清，等.“華龍一號”二次側非能動余熱排出系統功能論證［J］. 核動力工程，2019，40（S1）：28-31.

［4］ 徐海軍. 蒸汽發生器全部喪失給水事故分析及處理［J］. 科技視界，2018（01）：198-200.

［5］ 李延凱，林萌，侯東，等. AP1000給水喪失事故定性分析［J］. 原子能科學技術，2012，46（S1）：295-300.

［6］ 李明巖，彭敏俊，張志儉. 非能動核電站主給水喪失事故仿真研究［J］. 原子能科學技術，2010，44（4）：436-440.

［7］ 吳小海. 秦山二期蒸汽發生器完全喪失給水事故的安全分析［D］. 上海：上海交通大學，2008.

［8］ 李明巖，彭敏俊，張志儉. 壓水堆核電站完全喪失給水引發的嚴重事故研究［J］. 原子能科學技術，2007，41（2）：189-193.

Study on Probabilistic Safety Analysis Success Criteria under Total Loss of Feed Water Accident for Nuclear Power Plant

ZHANG Pan，PAN Xinyi，WANG Yehui，WU Peng*

（Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China）

In order to analyze the transient response of a nuclear power plant after a total loss of water supply accident, which can be used to support the determination of the success criterion of the probabilistic safety analysis, this paper takes domestic advanced PWR nuclear power plant as the case of study, establishes a model of nuclear power plant with the system analysis code, and studies the transient characteristics of the power plant after accident. The sensitivity analysis of the secondary-side passive residual heat removal system (ASP), operator’s action time and the number of open valves is carried out. The following conclusions are drawn. If the three ASP systems are available, the core residual heat can be carried out by the ASP system and the core cooling can be maintained. If only one ASP system is available, the operator has at least 7 100 s to perform the filling and discharging operation to achieve core cooling. If all ASP systems fail, the operator needs to perform the filling and discharging operation in a timely manner and manually open at least two pressurizer safety valves or one severe accident depressurization valve to achieve core cooling.

Probabilistic safety analysis; Total loss of water supply accidents; Success criteria

TL99

A

0258-0918（2023）05-1090-06

2022-09-30

國家科技重點研發計劃“三代核電站實時風險監測評估與管理技術示范應用研究”（2019YFB1900805）

張 盼（1988—），男，湖北天門人，高級工程師，碩士，現從事反應堆工程方面研究

吳 鵬，E-mail：wupeng@chinansc.cn