核电厂丧失全部给水事故下PSA成功准则研究

张 盼，潘昕怿，王业辉，吴 鹏

核电厂丧失全部给水事故下PSA成功准则研究

张 盼，潘昕怿，王业辉，吴 鹏*

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应，用于支持概率安全分析成功准则的确定，本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了电厂模型，研究了事故后电厂的瞬态特性，并开展了二次侧非能动余热排出系统（ASP）、操纵员动作时间、开启阀门数量的敏感性分析，得出如下结论：如果3列ASP系统有效，堆芯余热由ASP系统带出，能够维持堆芯冷却；如果仅1列ASP系统有效，操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现堆芯冷却；如果所有ASP系统均失效，操纵员需要及时执行充排操作，且至少要手动开启2个稳压器安全阀或1个严重事故专用卸压阀来实现堆芯冷却。

概率安全分析；丧失全部给水事故；成功准则

丧失全部给水意味着主给水系统、应急给水系统以及启停给水系统的丧失。该事故是由于二次侧未能充分导出反应堆冷却剂系统中产生的热量而引发的过热事故，一旦蒸汽发生器（SG）烧干，一方面可能会导致燃料组件毁坏，另一方面可能会引起一回路超压。功率运行情况下，丧失全部给水会导致SG水装量下降，SG排热减少。SG低水位信号会触发反应堆紧急停堆，反应堆停堆触发停机。当汽轮机阀门关闭时，二回路压力上升，蒸汽大气排放系统（VDA）开启，排出SG中产生的蒸汽。SG水位进一步降低，触发二次侧非能动余热排出系统（ASP）启动。ASP与SG建立自然循环回路，持续带出堆芯余热。

目前公开发表的相关文献中，吴李兴等开展了二次侧非能动余热排出系统换热性能分析，验证该系统的换热能力[1-3]；李延凯等开展了AP1000、秦山二期核电厂完全丧失给水事故分析，分析各电厂在该事故下的瞬态响应以及核电厂应对该事故的能力[5-7]；徐海军等研究了核电厂应对丧失全部给水事故的措施[4]；李明岩等开展了丧失全部给水事故引发严重事故方面的研究[8]。但目前公开的文献中并没有关于丧失全部给水事故成功准则方面的研究。

本文采用系统分析程序研究国产先进压水堆核电厂发生完全丧失给水事故后的瞬态响应，并对事故瞬态的关键影响因素，如ASP是否投运、稳压器安全阀开启时间和数量、严重事故专用卸压阀开启时间和数量等进行敏感性分析，用于支持概率安全评价（PSA）中丧失全部给水事故的成功准则。

1 计算初始条件及工况

1.1 初始条件

与设计基准事故分析采用保守的分析方法不同，一级PSA热工水力计算分析及结果要求尽可能符合电厂的实际情况。因此，计算初始条件与核电厂运行参数、系统设备结构与性能参数，以及信号延迟和系统设备的响应时间等均采用实际测量名义值，如表1所示。

表1 系统参数表

1.2 事故模拟

在满功率运行条件下，假定发生丧失全部给水事故。丧失全部给水导致SG水位下降，SG水位低-1信号触发反应堆停堆，SG水位低-3信号叠加应急给水（ASG）流量低来启动ASP系统，VDA开启压力整定值8.6 MPa（假定GCT不可用）。

1.3 计算工况

本文开展了丧失全部给水事故分析，并考虑ASP系统、稳压器安全阀和严重事故卸压阀开启数量的敏感性，具体的计算工况如表2所示。

表2 计算工况

2 计算结果及分析

2.1 基准工况的事故进程

在计算过程中，先进行稳态计算，使系统参数达到核电厂满功率稳态运行状态。假定在0时刻发生丧失全部给水事故，由于给水丧失，堆芯热量由SG的水装量带出，导致SG水装量减少，SG水位下降触发反应堆停堆。在反应堆停堆后，堆芯余热仍然只能由SG剩余水装量排出，导致二回路超压，二回路蒸汽经大气排放系统排出，SG水位进一步下降，触发二次侧非能动余热排出系统（ASP）启动。在ASP系统启动之后，堆芯余热由ASP系统带出，3列ASP系统换热能力能够及时排出堆芯余热，一回路的压力和温度逐渐下降，最终压力和温度降至余热排出系统投入运行的条件，由余热排出系统来带出堆芯余热，实现长期冷却，堆芯处于安全状态。具体的事件时间序列如表3所示。

表3 事件时间序列

2.2 基准工况分析

图1给出了基准工况下一、二回路的压力瞬态曲线。该工况下，在事故早期由SG水装量带热阶段，一回路压力高于15.5 MPa，而二回路压力通过VDA系统维持在8.6 MPa。在ASP系统投入运行后，一、二回路的压力会快速下降。在一段时间后，压力开始缓慢下降，并处于较低的水平，且一回路压力低于3.2 MPa，达到以余热排出模式运行的压力条件。

图1 基准工况下一、二回路压力瞬态曲线

图2给出了一回路热管段温度、冷管段温度及平均温度的瞬态曲线。在事故早期阶段，由SG水装量带出堆芯热量，一回路冷却剂温度变化较小。在ASP系统投入运行后，冷却剂温度开始快速下降。在一段时间后，温度下降速率减小，最终一回路冷却剂温度降至180 ℃以下，达到以余热排出模式运行的温度条件。之后，余热排出系统接入带出堆芯余热，能够维持堆芯安全状态，实现长期冷却。

图2 基准工况下一回路冷却剂温度瞬态曲线

图3给出了蒸汽发生器的水位瞬态曲线。在发生丧失全部给水事故后，由SG水装量带出堆芯热量，导致SG水位快速下降，并产生停堆信号。在反应堆停堆之后，由SG剩余水装量继续带出堆芯衰变热，导致SG水位进一步下降，并产生水位低信号，触发ASP系统启动。在ASP系统启动之后，堆芯余热能够通过ASP系统排出，且ASP混凝土水箱有足够的水装量，能够持续带出堆芯衰变热，在这一阶段，SG水位不再下降，维持在相对稳定的水平。

图3 基准工况下蒸汽发生器水位瞬态曲线

2.3 敏感性分析

图4给出了在1列二次侧非能动能余热排出系统（ASP）有效的情况下3组工况的稳压器压力瞬态曲线。在工况1下，因二次侧丧失全部给水，只有1列ASP有效，ASP换热能力不足以带出堆芯衰变热，导致一回路压力升高，达到稳压器安全阀的开启整定值，稳压器安全阀自动开启/回座，一回路压力始终维持在高水平，中压安注系统无法对堆芯补水，直到堆芯损坏。与工况1相比，工况2在7 100开启1个稳压器安全阀，工况3在7 800 s开启1个严重事故卸压阀，因此在事故早期阶段，3组工况的压力瞬态是一致的。工况2在开启安全阀后，一回路压力快速下降，在降至8 MPa后，中压安注系统开始向堆芯补水，能够实现堆芯冷却。工况3在开启严重事故卸压阀后，一回路压力以更大速率快速下降，在降至8 MPa后，中压安注系统也能及时向堆芯补水，能够实现堆芯冷却。

图4 1列ASP有效工况下稳压器压力瞬态曲线

图5给出了1列ASP有效的情况下3组工况的包壳温度瞬态曲线。从图中可以看出：工况1由于操纵员未手动实施充排操作，由于稳压器安全阀的自动开启导致一回路冷却剂丧失，堆芯水位逐渐降低，在9 114 s时，堆芯燃料包壳温度达到1 204 ℃，认为堆芯损坏；工况2下，操纵员在7 100 s手动开启安全阀，中压安注系统能够及时向堆芯补水，包壳温度虽然快速上升，但包壳峰值温度低于1 204 ℃，认为堆芯安全；工况3下，操纵员在7 900 s开启卸压阀，中压安注系统也能够向堆芯补水，包壳峰值温度低于1 204 ℃，认为堆芯安全。

图5 1列ASP有效工况下包壳温度瞬态曲线

图6给出了所有ASP系统均失效情况下的6组工况的稳压器压力瞬态曲线。在工况4下，由于完全丧失二次侧的冷却，且操纵员不执行充排操作，堆芯余热无法及时排出，一回路压力一直维持在高水平，因稳压器安全阀的自动开启导致堆芯冷却剂丧失，最终在4 700 s时，堆芯损坏。在工况5下，假定操纵员在600 s开启1个安全阀，一回路压力会快速下降，但因安全阀的排放流量有限，一回路的压力始终高于中压安注系统的注入压头，导致无法实现对堆芯进行补水，在4 550 s时堆芯损坏。在工况6和工况8下，操纵员分别在2 700 s和2 500 s开启2个安全阀和1个卸压阀，2组工况的压力约在3 400 s后快速下降，中压安注系统能够及时实现对堆芯的补水。在工况7和工况9下，操纵员分别在4 000 s和4 300 s开启3个安全阀和2个卸压阀，2组工况在阀门开启一段时间后，压力会快速下降，中压安注系统能够很快对堆芯进行补水。

图6 所有ASP都失效工况下稳压器压力瞬态曲线

图7给出了所有ASP系统均失效情况下的6组工况的包壳温度瞬态曲线。在工况4下，由于完全丧失二次侧的冷却，且操纵员不执行充排操作，堆芯余热无法带出，一回路升压导致稳压器安全阀的自动开启排放冷却剂，在一段时间后，堆芯开始裸露，在4 700 s时，堆芯热点包壳温度达到1 204 ℃，堆芯损坏。在工况5下，操纵员开启1个安全阀实施一回路降压，但一回路压力始终高于中压安注系统的注入压头，导致无法实现对堆芯进行补水，由于冷却剂从安全阀的持续排放，导致堆芯水装量降低，在4 550 s时，堆芯热点包壳温度达到1 204 ℃，堆芯损坏。在工况6和工况8下，操纵员分别开启2个安全阀和1个卸压阀，2组工况的堆芯热点包壳温度均未达到1 204 ℃，能够实现堆芯冷却。在工况7和工况9下，操纵员分别开启3个安全阀和2个卸压阀，2组工况下堆芯热点包壳温度均未达到1 204 ℃，能够实现堆芯冷却。

图7 所有ASP都失效工况下包壳温度瞬态曲线

3 结论

本文针对国产先进压水堆核电厂的系统、设备建立计算模型，开展丧失全部给水事故分析，并开展关键参数的敏感性研究，得出如下结论：

（1）在丧失全部给水事故下，如果3列ASP系统有效，堆芯余热能够由ASP系统带出，一回路压力和温度持续下降，能够实现长期冷却；

（2）在丧失全部给水事故下，如果只有1列ASP系统有效，1列ASP的换热能力不能及时带出堆芯余热，一回路会升温升压，但操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现长期冷却；

（3）在丧失全部给水事故下，如果所有ASP系统均失效，堆芯余热只能由蒸汽发生器的初始水装量排出，一回路会快速升温升压，但操纵员需要及时执行充排操作，且至少要手动开启2个安全阀或1个卸压阀。

致谢

本文承蒙国家重点研发计划“三代核电站实时风险监测评估与管理技术示范应用研究”（2019YFB1900805）项目资助，特此感谢。

［1］ 吴李兴.“华龙一号”机组二次侧非能动余热排出系统运行分析［J］. 核科学与工程，2020，40（6）：956-964.

［2］ 严春，王建军，闫昌琪. 二次侧非能动余热排出系统瞬态分析［J］. 核动力工程，2010，31（4）：25-30.

［3］ 李峰，刘昌文，吴清，等.“华龙一号”二次侧非能动余热排出系统功能论证［J］. 核动力工程，2019，40（S1）：28-31.

［4］ 徐海军. 蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理［J］. 科技视界，2018（01）：198-200.

［5］ 李延凯，林萌，侯东，等. AP1000给水丧失事故定性分析［J］. 原子能科学技术，2012，46（S1）：295-300.

［6］ 李明岩，彭敏俊，张志俭. 非能动核电站主给水丧失事故仿真研究［J］. 原子能科学技术，2010，44（4）：436-440.

［7］ 吴小海. 秦山二期蒸汽发生器完全丧失给水事故的安全分析［D］. 上海：上海交通大学，2008.

［8］ 李明岩，彭敏俊，张志俭. 压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究［J］. 原子能科学技术，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

国家科技重点研发计划“三代核电站实时风险监测评估与管理技术示范应用研究”（2019YFB1900805）

张 盼（1988—），男，湖北天门人，高级工程师，硕士，现从事反应堆工程方面研究

吴 鹏，E-mail：wupeng@chinansc.cn