王雞換 江琴佳

（1.中核核電運行管理有限公司，浙江 嘉興 314300；2.萬納神核控股集團有限公司，浙江 嘉興 314300）

0　前言

日本福島核事故使喪失全部交流電源成為了一個焦點課題。一旦發(fā)生SBO，會引發(fā)軸封等泄漏，這些泄漏會主系統(tǒng)水裝量喪失，嚴重時會導致堆芯熔化。本文將對全廠失電疊加軸封破口事故進行分析，分二次熱阱完好和喪失兩種情況，列出事故序列，為操縱員事故預判提供支持。

1　秦山核電廠發(fā)生SBO事故的概率分析

1.1　喪失廠外電概率

秦山核電廠 320WMe機組，考慮到降雪量（H1）、龍卷風（H2）、暴風雨（H3）、颶風（H4）、鹽霧（C）及出線的設計（B）等方面因素，計算出嚴重氣候導致失去廠外電源的概率（F1）為：

1.2　應急柴油發(fā)電機組失效概率

320WMe機組的廠內應急電源由三臺應急柴油發(fā)電機提供，平時維持兩臺熱備用。根據(jù)秦山核電1993年到2005年的數(shù)據(jù)進行分析，得出320WMe機組的應急柴油發(fā)電機組的平均可靠性為：

F2=0.95

1.3　全廠失電概率

不考慮地震、海嘯，僅考慮嚴重自然災害而導致喪失全部廠外電，同時疊加應急柴油發(fā)電機組啟動失敗，引發(fā)全廠失電的概率為：

2　發(fā)生SBO事故后主系統(tǒng)參數(shù)變化分析 （二次熱阱完好）

2.1　主系統(tǒng)泄漏情況分析

核電廠發(fā)生SBO事故后，反應堆停堆，主泵停運，堆芯的功率主要為剩余衰變熱。

由于失去強迫循環(huán)，堆芯熱量導出只能靠自然循環(huán)。在二次側熱阱正常的情況下，主系統(tǒng)自然循環(huán)流量為6.7%的正常流量，大概能帶出滿功率熱量的3.5%。而衰變熱僅為滿功率時的3%，自然循環(huán)完全有能力帶走堆芯熱量。

圖1　歸一化功率Fig.1 Normalized powe r

圖2　主泵軸封泄漏和下泄積分流量Fig.2 Integral flow of reactor coolant pum p seal water leakage and letdown

據(jù)上所述，SBO事故后要保證堆芯安全，關鍵還是要保證一回路的自然循環(huán)、水裝量和二次側熱阱。但鑒于此時上充泵和設冷泵停運，導致軸封注水和設冷水同時喪失，主泵軸密封直接與高溫高壓的反應堆冷卻劑接觸，將在15分鐘后損壞，冷卻劑從軸封損壞處泄漏，形成LOCA。如果下泄管線沒有隔離，下泄泄漏也會減少冷卻劑裝量。隨著冷卻劑的持續(xù)泄漏，一回路系統(tǒng)自然循環(huán)將中止。

為了估算主泵軸封的泄漏，采用以下假設：

（1）事故發(fā)生后兩臺主泵軸封立刻失效；

（2）假設初始破口流量約為 48kg/s（兩臺泵），這個流量是主泵軸封失效后可能的最大流量；

（3）假設事故發(fā)生后，下泄通道沒有隔離，反應堆冷卻劑系統(tǒng)仍有冷卻劑從下泄孔板處泄漏。

根據(jù)以上假設，模擬出的主泵軸封泄漏和下泄積分流量SBO發(fā)生1個小時后，總流失的冷卻劑約為73t（為主系統(tǒng)水裝量的 50%）。

2.2　主系統(tǒng)參數(shù)變化分析

由于主系統(tǒng)平均溫度下降，穩(wěn)壓器電加熱器失電和軸封、下泄的泄漏，穩(wěn)壓器壓力開始下降。隨著壓力下降，軸封和下泄泄漏開始減少。隨后堆芯對一回路的加熱作用，遏制了穩(wěn)壓器壓力的下降，并最終穩(wěn)定在主系統(tǒng)飽和溫度（285℃）所對應的飽和壓力上，大概為7MPa。

SBO發(fā)生的前期，穩(wěn)壓器壓力高于主系統(tǒng)飽和壓力，堆芯沒有氣泡產(chǎn)生。在主系統(tǒng)壓力降到飽和壓力后，堆芯開始有氣泡產(chǎn)生，上封頭有蒸汽堆積。在一小時內，由于堆芯一直處于被淹沒狀態(tài)，主系統(tǒng)熱量由蒸發(fā)器排汽導出，所以燃料包殼的表面最高溫度基本與主系統(tǒng)平均溫度接近，沒有上升和惡化的趨勢。

在最為保守的工況中，1個小時內堆芯燃料組件產(chǎn)生的衰變熱能被堆芯中水汽兩相流帶出，燃料棒包殼溫度仍保持在很低的溫度下，堆芯能夠得到有效的冷卻。因此，SBO發(fā)生1個小時內堆芯是安全的。實際上，即使發(fā)生SBO事故，主泵的密封不可能立刻失效，失效后出現(xiàn)大的破口流量的概率也是很低的。另外，操縱員可以根據(jù)應急操作規(guī)程，依靠蒸汽系統(tǒng)對主冷卻劑系統(tǒng)進行快速降溫也能有效地緩解主系統(tǒng)水裝量喪失。

3　發(fā)生SBO事故后系統(tǒng)參數(shù)變化分析 （二次熱阱失效）

本次假設的SBO事故為：喪失了所有交流電，同時輔助給水不可用，并假設事故后2分鐘，主泵軸封完整性受到破壞產(chǎn)生破口。

由于主泵軸封和下泄未隔離的泄漏，主系統(tǒng)水裝量快速減少，大概在半小時內穩(wěn)壓器排空，并在一小時左右壓力容器水位也開始下降。

由于沒有輔助給水,蒸發(fā)器大約在一小時后被蒸干。SG被蒸干后，一回路熱量通過向軸封破口等處排放蒸汽來釋放衰變熱量。大約一小時半后堆芯開始裸露。由于軸封破口排放的蒸汽不足以帶走堆芯的衰變熱，造成主系統(tǒng)壓力持續(xù)升高，并達到穩(wěn)壓器卸壓閥開啟定值。通過穩(wěn)壓器卸壓閥和軸封破口的泄漏，堆芯的水位進一步下降，大概兩小時后堆芯完全裸露。

堆芯裸露后傳熱進一步惡化,輻射換熱成為主要的傳熱方式，燃料包殼表面的最大溫度達到1 500K,鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應,產(chǎn)生的大量氧化熱進一步加劇了堆芯溫度的上升。

波動管在熾熱蒸汽的作用下會發(fā)生蠕變破裂，一回路壓力急劇下降,避免了高壓熔堆。一回路壓力下降后，安注箱從堆芯入口處注入大量的冷卻水，壓力容

器內水位上升到堆芯頂部以上。隨著安注箱的排空和冷卻劑的蒸發(fā)流失，壓力容器水位再次快速下降，堆芯完全裸露。由于鋯水反應產(chǎn)生出大量的氧化熱，導致安全注射并不能冷卻正在熔化的堆芯，最終堆芯會坍塌至下腔室并熔穿下封頭。約一周左右時安全殼超壓失效，向環(huán)境急劇釋放放射性裂變產(chǎn)物。隨后隨著安全殼內壓力降低，轉入后期釋放，且釋放速度越來越慢。

4　緩解措施分析

對于小破口事故，盡早向蒸發(fā)器注水能夠有效控制主系統(tǒng)壓力并帶走衰變熱，能減少主系統(tǒng)水裝量的損失，從而緩解事故。

一回路盡早啟動降壓也能有效的緩解事故，但前提條件是能通過蒸發(fā)器控制主系統(tǒng)溫度，避免因為快速降壓而導致堆芯沸騰。

降低主系統(tǒng)壓力后及時投入安注箱，確保安注箱的濃硼酸注入堆芯。四個安注箱有80M3的水容積，能補充主系統(tǒng)在15MPa壓力下一小時的最大泄漏量。

5　結論

要盡早投入SBO軸封注水泵。發(fā)生SBO事故后，在軸封損壞前投入軸封注水泵（15分鐘之內），不但能防止主泵軸封損壞形成LOCA，并能補償下泄的部分泄漏維持主系統(tǒng)水裝量。

事故過程中必須盡可能節(jié)省蓄電池的電量，目前秦山320MWe機組蓄電池的供電能力為一小時，如果操縱員切除二回路負荷，蓄電池的供電能力也大概僅為一小時二十分鐘左右。操縱員要及時切除不必要的負荷。發(fā)生SBO事故后，重要的儀表控制信號的電力均來自于蓄電池，一旦蓄電池電力耗盡，將無法監(jiān)視和控制系統(tǒng)狀態(tài)，后續(xù)的干預、處理及事故應急就沒有依據(jù)。

廠內或廠外電力恢復后，操縱員應第一時間啟動安全注射，恢復主系統(tǒng)水裝量，淹沒堆芯。

【參考文獻】

［1］張往鎖.輔助給水系統(tǒng)對緩解全廠斷電事故能力研究［J］.原 子 能 科 學 技 術 ，2012，46(5)：565-569.

［2］樊申.秦山核電廠全廠斷電事故廠外后果分析[J].原子能科學技術，2006，40(6)：698-702.

［3］季松濤.秦山核電廠小破口失水加全廠斷電事故序列的堆芯早期破壞過程分析[J].原子能科學技術，2000，34：82-85.

［4］劉輝.壓水堆SBO事故及高壓安全注射系統(tǒng)的緩解能力研究[J].船海工程，2007，36(6)：127-130.

［5］秦山核電廠最終安全分析報告[D].