王連升

摘 要：小破口失水事故是核電廠事故分析的重要組成部分。AP1000核電廠安全系統(tǒng)采用了非能動的設計理念，使用自動泄壓系統(tǒng)（ADS）為RCS提供可控降壓手段，因而對小破口失水事故的處理方式也與傳統(tǒng)核電廠有明顯的區(qū)別。這些不同的處理措施提高了電廠的安全性，但與此同時也讓電廠面臨一些新的挑戰(zhàn)。

關鍵詞：自動卸壓系統(tǒng)；小破口失水事故；概率風險分析

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.14.097

1 前言

在1974年以前，反應堆設計中通常研究雙端破裂的大破口這樣的設計基準事故。1974年美國原子能委員會對核反應堆審批條款進行了修改，新規(guī)定明確要求在對大破口失水事故進行估算的同時，必須同時對小破口進行評估。1979年三哩島事故的發(fā)生更是讓人們認識到小破口可能導致嚴重的后果，促進了人們對于小破口失水事故的研究。

從事故發(fā)生后的后果來看，對國內某二代加核電廠的PRA分析表明，小破口失水事故導致的堆芯損壞概率占總堆芯損壞概率的22.07%，是對堆芯損壞概率貢獻最大的始發(fā)事件組。AP1000的PRA分析結果顯示，AP1000核電廠小破口失水事故對CDF的貢獻百分比為7.5%，雖然與國內二代加核電廠相比明顯下降，但仍然是貢獻比例較高的一組始發(fā)事件。

2 AP1000核電廠特有的自動泄壓系統(tǒng)（ADS）

AP1000是美國西屋公司研制開發(fā)的第三代先進壓水堆核電技術，安全系統(tǒng)采用了非能動的設計理念。 AP1000核電廠在其緩解小破口失水事故的處理措施上，采用了自動泄壓系統(tǒng)（ADS）對RCS進行可控降壓。ADS是RCS系統(tǒng)的一部分，并且與非能動堆芯冷卻系統(tǒng)（PXS）連接，由四級卸壓閥門組成。第1、第2和第3級閥門入口分兩組位于穩(wěn)壓器頂部兩條安全閥管線的下游，每組第1、第2和第3級的出口連接至一個公共出口母管，與安全殼內換料水箱（IRWST）中的一組鼓泡器相連。第4級閥門入口也分兩組連接到每個反應堆冷卻劑回路熱段管道上，出口則直接排入蒸汽發(fā)生器隔間，噴放位置在事故淹沒水位之上。

ADS四級共計20個閥門，都是由1E級直流電和UPS系統(tǒng)（IDS）供電，且在主控室有閥位顯示。其中ADS1-3級包含6條管線，每條管線由上游的常關隔離閘閥和下游常關截止閥組成；ADS第4級包括4條管線，每條管線上游設置1個常開直流電動閘閥，下游采用爆破閥。

ADS1-3級觸發(fā)信號如下：

（1）長時間喪失交流電源；

（2）堆芯補給箱注射投入信號與堆芯補給箱（任何一個）水位低于低3整定值四取二信號符合；

（3）手動觸發(fā)。

在ADS第4級被觸發(fā)的同時，也產生IRWST注射信號。歸納起來，觸發(fā)信號為：

（1）ADS第3級已觸發(fā)與CMT液位低6且RCS寬量程壓力低符合；

（2）手動觸發(fā)信號與ADS第3級已觸發(fā)或RCS寬量程壓力低符合；

（3）RCS兩個環(huán)路熱段液位低4（與穩(wěn)壓器液位低CMT閉鎖符合）。

3 AP1000核電廠的小破口失水事故應對措施的特點

AP1000在處理小破口失水事故時根據破口大小和執(zhí)行規(guī)程的速度差異規(guī)程將有不同的走向：

（1）如果破口尺寸較小，當執(zhí)行到特定步驟時ADS沒有觸發(fā)，那么將轉至ES-1.2進行降溫降壓以降低破口流量，保持RCS水裝量，避免ADS觸發(fā)。在ES-1.2中采取了與傳統(tǒng)核電廠類似的降溫降壓方法：通過蒸汽發(fā)生器或非能動余熱熱交換器對系統(tǒng)降溫，通過輔助噴淋或ADS第一級管線對系統(tǒng)降壓，隔離安全注射并建立余熱排出系統(tǒng)對系統(tǒng)的冷卻。

（2）如果破口尺寸較大，當執(zhí)行到特定步驟時ADS已經觸發(fā)，由于ADS觸發(fā)后小破口被可控地轉化為大破口，此時RCS系統(tǒng)已經降壓，那么無需進入ES1.2再進行降溫降壓操作，直接按照應對大破口的策略在規(guī)程E1中進行處理。

我們發(fā)現(xiàn)，雖然在事故處理過程中AP1000核電廠和傳統(tǒng)核電廠都采取了降溫降壓的方式，并且降溫降壓的操作也非常相似。但是，兩者實際上卻存在很大的區(qū)別：

（1）傳統(tǒng)核電廠對RCS降溫降壓是緩解小破口事故過程中需要進行的必要操作，否者小破口事故后RCS長期保持高壓狀態(tài)，事故難以得到緩解。國內某傳統(tǒng)核電廠的小破口失水事故的PRA事件樹分析表明，在發(fā)生小破口失水事故時，如果失去了二回路的冷卻能力（包括正常冷卻能力和應急冷卻能力），同時RCS無法泄壓的話，將導致高壓熔堆。

（2）由于AP1000在設計上的不同，如果操縱員未能依據ES1.2采取降溫降壓的操作，隨著CMT水位的下降，ADS會自動觸發(fā)并對RCS系統(tǒng)降壓，最終使事故得到緩解。但是ADS觸發(fā)后，將導致事件后果擴大化，因此應避免ADS的不必要觸發(fā)，而操縱員使用ES1.2主動降溫降壓就是為了避免ADS的不必要觸發(fā)而采取的一種積極措施。

在小破口失水事故發(fā)生后，對于傳統(tǒng)核電廠來講降溫降壓是緩解事故的必要操作，而對AP1000來講是防止后果擴大化的積極措施，這從一個側面反映了AP1000核電廠在無操縱員干預的情況下保持安全狀態(tài)的能力。

4 使用ADS緩解小破口失水事故對運行和設計的影響

AP1000核電廠在設計上可以使用ADS來緩解小破口失水事故，這種設計提高了電廠的安全性。同時，ADS也對操縱員的干預提出了新的挑戰(zhàn)，并要求考慮應采取一些避免ADS不必要觸發(fā)的措施。

4.1 ADS對電廠安全性的積極影響和減少ADS不必要觸發(fā)的建議措施

4.1.1 使用ADS緩解小破口失水事故提高了反應堆的安全性

首先，我們從確定論事故分析的角度考慮ADS對反應堆安全性的影響。AP1000在對小破口失水事故分析時僅考慮了采用ADS對系統(tǒng)進行降壓的操作。AP1000的事故分析顯示：在不考慮非安全相關系統(tǒng)的條件下，AP1000核電廠針對各種尺寸的小破口失水事故設計性能很好，非能動安全系統(tǒng)足以緩解小破口失水事故。而傳統(tǒng)核電廠

的事故分析中則必須考慮操縱員干預實施的降溫降壓過程，才能滿足事故分析的要求。

然后，我們再從概率論事故分析角度考慮ADS對反應堆安全性的影響。多個傳統(tǒng)核電廠的PRA分析結果顯示小破口失水事故對CDF的貢獻百分比在15%-22%之間，均為對CDF貢獻百分比最大一組始發(fā)事件。AP1000的PRA分析顯示小破口失水事故對CDF的貢獻百分比為7.5%，貢獻值為1.81E-08/年。AP1000核電廠的小破口失水事故對CDF的貢獻無論是在相對值還是在絕對值上均大幅低于傳統(tǒng)核電廠。在小破口失水事故中，操縱員如果未能及時通過使用非安全相關系統(tǒng)對RCS進行降溫降壓或提供有效的RNS強迫流量，那么反應堆將通過ADS對RCS降壓并對事故進行緩解。在這種情況之下，非安全相關系統(tǒng)作為一道縱深防御屏障被突破，但是PRA分析顯示對安全性不存在顯著的影響。PRA的分析結果顯示：即使假設在所有初始事件發(fā)生后RNS完全失效，AP1000的CDF會從2.41E-7/年上升到4.11E-07/年，上升幅度有限。

由此可見，小破口失水事故下，由于AP1000核電廠可以通過安全相關的ADS實現(xiàn)對RCS的自動泄壓，減少了對操縱員使用非安全相關系統(tǒng)進行干預的依賴。因而，小破口失水事故下AP1000核電廠操縱員能否及時干預對反應堆的安全性的影響遠小于傳統(tǒng)核電廠。

4.1.2 避免ADS不必要觸發(fā)的建議措施

為了降低小破口事故后ADS1-3級和ADS第4級的不必要觸發(fā)的可能性，可以考慮采取以下措施：

（1）在小破口失水事故發(fā)生初期，及時采取降溫降壓措施并將RNS在線到IRWST冷卻。在發(fā)生小破口失水事故時，需對小破口失水事故的演變過程有清晰的認識，在保證正確的前提下推進應急規(guī)程的執(zhí)行，及時通過降溫降壓來維持一回路水裝量，避免ADS1-3級觸發(fā)。另外，由于PRHR已經觸發(fā)，操縱員應根據規(guī)程指導盡快將RNS在線到IRWST冷卻。雖然在PRHR投運后2小時內將RNS在線到IRWST冷卻即可滿足對IRWST的冷卻要求，但是RNS及時在線到IRWST冷卻后，可以大幅度簡化后續(xù)可能執(zhí)行的ES1.3的步驟，有助于保證在15分鐘內建立足夠的RNS流量。

（2）在小破口失水事故的后期，如果ADS1-3級觸發(fā)，應在保證正確的前提下加快ES1.3的執(zhí)行速度。在ADS1-3級觸發(fā)后，操縱員需要在15分鐘內建立足夠的RNS強迫流量，才能有效避免ADS第4級的觸發(fā)。因此，需要在模擬機培訓中加強對ES1.3的培訓，保證在ADS1-3級觸發(fā)后可以及時轉入ES1.3，并且在保證正確的前提下加快規(guī)程執(zhí)行速度，降低ADS第4級觸發(fā)的可能性。

5 總結

AP1000核電廠的安全系統(tǒng)采用了非能動的設計理念，替代了傳統(tǒng)核電廠的能動設備。因而，AP1000緩解小破口事故的處理措施也與傳統(tǒng)核電廠有較大不同。事故分析顯示AP1000針對各種尺寸的小破口失水事故設計性能很好，AP1000的小破口失水事故對CDF的貢獻百分比明顯低于傳統(tǒng)核電廠。

ADS是AP1000主要為了緩解小破口失水事故而設置的保護系統(tǒng)。ADS的設置提高了電站的安全性，同時也對操縱員的干預提出了新的挑戰(zhàn)。如何在小破口失水事故下避免ADS1-3級和ADS第4級的不必要觸發(fā)成為運行人員在處理事故時需要關注的問題。