小型压水堆小破口失水事故诱发的严重事故序列分析

陈黎俊 赵新文 刘家磊

摘 要：小型压水堆冷却剂丧失事故（LOCA，Lose of Coolant Accident）是诱发反应堆堆芯熔化的主要初因之一，需要重点防范应对。为分析确定小破口失水事故诱发的严重事故序列，论文首先基于事件树分析方法研究小破口失水事故可能的响应序列，然后基于SCDAP-RELAP5程序模拟计算不同事故序列下系统主要特征参数的响应特征，确定导致堆芯熔化的事故序列，给出小型压水堆应对严重事故的薄弱环节，为后续有针对性地制定预防措施提供了科学依据。

关键词：小破口失水事故 严重事故 事件树 SCDAP-RELAP5

中图分类号：TL364 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）10（a）-0119-03

Severe Accident Sequence Analysis Induced by Small LOCA In the Small PWR

Chen Lijun1，2 Zhao Xinwen1 Liu Jialei1

（1 Naval University of Engineering， Department of Nuclear Science and Technology，Wuhan Hubei，430033，China；2 Naval Vessel Technology Security Department，Beijing，100841，China）

Abstract：Lose of Coolant Accident（LOCA） is one of the main inducements of PWR（Pressurized Water Reactor） severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis， the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly， the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out， which was based on the event tree analysis. Secondly， based on the SCDAP-RELAP5 code， the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained， which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.

Key words：Small LOCA；Severe accident；Event tree；SCDAP-RELAP5

国内外的研究表明，可能导致核反应堆堆芯熔化的严重事故序列有100多种，要在设计中考虑到所有事故的缓解措施是不现实的，因此需要对严重事故进行分析、分类，并有针对性地给出事故缓解措施[1]。LOCA事故将直接导致第二道放射性屏障失效，堆芯冷却剂大量流失后可能造成堆芯燃料元件裸露、熔化，同时高温高压的冷却剂还会导致第三道安全屏障温度压力升高、完整性受到威胁。对于小型压水堆LOCA事故，根据破口的位置及人员的干预，通常又可分为可隔离破口和不可隔离破口两类；根据破口的大小可分为大破口、中破口和小破口失水事故。林支康、薛卫光等人分别用RELAP5和MELCORE程序对小破口失水事故及其诱发的严重事故进行分析[2-3]，得到了事故后系统的响应状况。该文主要基于事件树分析方法，首先找到小破口失水事故可能诱发导致严重事故的事故序列，然后利用SCDAP-RELAP5最佳估算模拟程序进行分析计算，从而得到事故后反应堆安全特征参数的响应曲线。

1 概述

小型压水堆发生失水事故时，稳压器压力、水位可会出现异常，同时伴随其它明显的响应特征，操纵员不难判明LOCA事故的发生，通过隔离环路或者比较两环路安注流量还可进一步判断破口位置。LOCA发生后，不加干预，首先可能会触发高压安注系统动作，之后反应堆低压保护停堆，主机脱扣、主给水关闭；若压力继续下降，则触发低压安注系统投入，最终经过再循环安全注射持续导出堆芯热量。

根据失水事故诱发严重事故的特点，开展事故序列研究的主要方法如下：

（1）根据实际运行经验，找出事故序列分析中对事故进程具有较大影响的题头事件，制定其成功准则。事件序列模型化过程确定所有可能导致堆芯损毁的各题头事件系统功能成功或失效的组合[4]。（2）结合已有安全分析和安全研究的结果，判断来确定可能导致超设计基准事故的事件序列，并对演进过程及后果相似的时间序列简化归并。（3）针对简化归并后的事件序列，采用机理性分析程序模拟其响应过程，明确各个典型始发事件下的事故响应序列，判断事故后果，进而寻求阻止严重事故进程的有效手段和降低放射性后果的有效方法。

2 小破口失水事故的事故序列分析

2.1 事件树建模主要假设

失水事故期间，操纵员可进行破口隔离，或利用高压安注系统、低压安注系统、辅机耗汽、投入余热排出系统等来缓解事故进程。为了量化这些系统的响应，现做如下假设：

（1）按照单一故障准则，LOCA事故下高压安注系统和低压安注系统各只有一台泵投入运行；（2）事故停堆后二回路辅机以低流量继续耗汽运行，当SG二次侧压力小于整定值时所有辅机关闭，且之后不再开启；（3）反应堆低压保护停堆后，主泵切换低速的同时投入余热排出系统；（4）不考虑操纵员的其它干预措施。

2.2 事件树题头及成功准则

事件树的建模是一个归纳过程，通过为每一类初因事件构建出一个事件序列图或事件树来完成[5]。根据实际运行经验，本事件树共涉及题头事件共7个，分别描述如下。

（1）始发事件：一回路承压边界管道破口失水，该始发事件代码为“A”。（2）冷却剂破口隔离：能够对出现在主闸阀外侧的破口实施环路隔离，以减小冷却剂经破口不断流失并建立单环路运行，这项功能需要操纵员手动干预，采用人因基本事件“GLHL-HE”表示。（3）安注系统投入：LOCA事故下，稳压器水位低触发高压安注系统自动投入，稳压器压力触发低压安注系统自动投入，其成果准则要求安注泵至少一台能投入，且事故后期满足再循环安注的要求，标示符为“AQZS”。（4）低压保护停堆：压力下降触发反应堆低压保护系统动作引起反应堆停堆，其成功准则要求所有控制棒都能插入堆芯，标示符为“DYTD”；（5）可靠电源投入：反应堆停堆后，主汽轮机组反拖使得可靠电源自动投入，其成功准则要求可靠电源在反应堆停堆后能在15 s内投入，标示符为“KKDY”；（6）余热排出系统投入：事故停堆后，在非破损环路投入余热排出系统导出堆芯余热，其成功准则要求非破损环路主泵能够低速运行，采用人因基本事件“WJLQ-HE”表示；（7）辅机耗气运行：如果当破口尺寸较小，破口流量不足以带走堆芯热量时，主泵因汽蚀停运时，余热排出系统不能投入，这样稳压器压力还会升高，需要在主机关闭后，利用二回路辅机继续耗汽，以带走堆芯衰变热。采用人因基本事件“FJHQ-HE”表示。

2.3 事故序列发展

小型压水堆结构复杂，故障形式多样，根据事件树中各题头事件是否发生可将事故归纳为多个不同的事故序列。使用概率论方法和确定论方法相结合，并依据合理的工程判断总结各事故序列如下：

序列1：LOCA事故发生后，操纵员成功隔离破损环路，低压保护停堆后可靠电源投入，高压安注和低压安注系统、余热排出系统均能投入，一回路及堆芯水装量得以恢复，堆芯余热能够被有效导出，事故被成功缓解，事故最终状态用“OK”表示。

序列2：LOCA事故发生后，操纵员成功隔离破损环路，低压保护停堆后可靠电源投入，安注系统可以投入，但余热排出系统无法投入，堆芯最终热阱丧失。若一回路冷却剂装量损失较小，则事故可以被成功缓解；若一回路冷却剂装量损失较大，则事故进程可能会恶化，事故最终状态根据操纵员的进一步干预而有所不同，用“CD”表示。

序列3：LOCA事故发生后，成功隔离破损环路，停堆后可靠电源投入，余热排出系统投入，但安注系统无法投入。对于小破口LOCA，在隔离环路后一回路冷却剂流失较少，主泵可以维持低速运行，堆芯衰变热可以导出，事故最终状态用“CD”表示。

序列4：LOCA事故发生后，操纵员成功隔离破损环路，停堆后可靠电源投入，但安注系统、余热排出系统均无法投入，堆芯最终热阱丧失，冷却剂经释放阀不断流失，最终引起燃料元件熔化和压力容器下封头蠕变失效，事故最终状态用“CD&VR”表示。

序列5：LOCA事故发生后，操纵员成功隔离破损环路，低压保护停堆，但可靠电源无法投入，形成叠加的全艇断电事故，高压安注和低压安注系统、余热排出系统失效，堆芯及一回路水装量不断减少，堆芯最终热阱丧失，最终引起燃料元件熔化和压力容器下封头蠕变失效，事故最终状态用“CD&VR”表示。

序列6：LOCA事故发生后，破损环路无法隔离，事故停堆后可靠电源自动投入，高压安注和低压安注系统、余热排出系统可以投入，不同破口位置及破口尺寸下，堆芯及一回路冷却剂装量恢复情况不同，燃料元件的损伤状态也不确定，事故最终状态用“/”表示。

序列7：LOCA事故发生后，破损环路无法隔离，事故停堆后可靠电源自动投入，余热排出系统可以投入，但高压安注和低压安注系统故障无法投入，堆芯及一回路冷却剂装量不断减少，燃料元件先后发生破损和熔化，最终压力容器下封头出现蠕变失效，事故最终状态用“CD&VR”表示。

序列8：LOCA事故发生后，破损环路无法隔离，事故停堆后可靠电源无法投入，高压安注和低压安注系统、余热排出系统失效，堆芯及一回路冷却剂装量不断减少，燃料元件先后发生破损和熔化，最终压力容器下封头出现蠕变失效，事故最终状态用“CD&VR”表示。

为了更直观的表述不同的事件序列，将其做成事件树的形式如图1所示。根据现有研究结论，同样破口下，冷段破口要比热段破口后果更加严重，因此在事故模拟分析过程中，将相同大小的热段破口归并至冷段破口进行分析。

3 主环路冷段不可隔离15 mm破口失水事故分析

由事件树分析可知，无法判断主环路不可隔离失水事故能否造成堆芯熔化，需要通过SCDAP-RELAP5事故分析平台进行模拟计算。该节将对破口环路隔离失效时的主回路冷段15 mm破口失水事故进行分析。

假设反应堆功率运行期间，某系统管线破裂，导致与主回路联接的部分出现当量直径为15 mm的破口事故。当破口环路隔离失败时，相当于发生了主回路冷段不可隔离的破口事故。事故从系统稳定运行2000 s后开始发生，分别计算低工况（工况1）和高工况（工况2）两种工况下的事故响应，计算到事故后18000s，事故分析过程中假设如表1所示。图2至图5为不同功率下发生15 mm破口失水事故时，堆芯及一回路主要参数的变化曲线。

由图2至图3可知，事故发生初期，破口流量较大，堆芯水位迅速下降，堆芯出现明显地裸露。随着一回路压力的下降，低压安注先后内投入，使得堆芯活性区水位迅速升高，主回路压力也维持在安注投入压力附近波动。由于衰变热较大，注入堆芯的水使得堆芯压力回升，低压安注系统只能间断向堆芯注水。对于工况1，由于衰变热较小，低压安注投入较早，堆芯没有发生燃料元件烧毁的情况；对于工况2，事故后停堆衰变热较高，破口带走的能量小于衰变热，低压安注系统较长时间无法投入，堆芯燃料元件出现裸露，导致堆芯燃料元件会出现熔化现象，熔化燃料元件在堆芯形成了熔融池并向下腔室坍塌，坍塌熔融池使得下腔室积水迅速汽化，引起回路压力发生陡升，这使低压安注系统的投入时机被推迟。但坍塌的熔融物在下腔室积水的作用下，不会引起下封头失效。截止事故后18000 s，堆芯燃料元件已经全部发生损坏，堆芯温度较高，轴向长度上有较多燃料发生熔化，如图4至图5所示。工况2时，低压安注系统投入之前堆芯持续升温，包壳温度达到了锆水反应的条件，因此能够发生锆水氧化反应，产生大量氢气，给反应堆的安全带来更大隐患。

4 结语

针对小型压水堆严重事故分析的薄弱环节，采用事件树分析和确定论方法找到了小破口失水事故后反应堆响应并不明确的事件序列。在此基础之上，针对不可隔离的小破口失水事故，采用SCDAP/RELAP5事故分析平台进行计算，得到了事故后系统的关键参数和事故进程，为事故的预防及处置提供了依据，具有一定的工程应用价值。

参考文献

[1] 骆邦其，林继铭.CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列[J]. 核动力工程，2010（31）：1-7.

[2]林支康.AP1000核电厂小破口失水事故RELAP5分析模式建立与应用[D].上海：上海交通大学，2012.

[3] 薛卫光.基于MELCOR软件的船用反应堆事故进程分析研究[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2008.

[4] 肖玲梅.核能海水淡化堆概率安全分析技术应用研究[D].衡阳：南华大学，2010.

[5] 郑恒，周海京.概率风险评价[M].北京：国防工业出版社，2011.