蒸汽发生器全部丧失给水事故分析及处理

徐海军

【摘 要】通过基于现实假设建立方家山核电厂的详细的计算模型，对完全丧失给水引发的事故进行分析。在APA和APD丧失后ASG启动失败，或者APA和APD一开始就不运行时ASG完全丧失的瞬态中，操纵员通过选择充排模式或者充溢模式，即通过建立安注向反应堆注水，同时开启稳压器排放管线来带走反应堆剩余功率，最终由EAS/RRI热交换器将热量带出安全壳，从而避免了堆芯熔化事故。长期阶段，安全注射停运及稳压器安全阀关闭，堆芯余热由RRA系统导出。但操纵员的动作必须在一定的时间限制之内实施，否则堆芯将裸露并熔化。

【关键词】全部丧失给水；充排模式；充溢模式

中图分类号： TL353.13 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）01-0198-003

【Abstract】Based on the realistic assumption，a detailed calculation model of Fangshan nuclear power plant was established to analyze the complete loss of water supply induced accidents.After the ASG fails to be started after the APA and APD are lost or the ASG is completely lost at the outset of the APA and APD，the operator chooses to inject the water into the reactor by selecting either charge-fill mode or fill-up mode，The regulator discharge line takes away the remaining reactor power and eventually the heat is taken out of the containment by the EAS/RRI heat exchanger， avoiding core melting.In the long term，the safety injection shut-down and regulator safety valve are closed and the core waste heat is exported by the RRA system.However，the operator's actions must be carried out within a certain time limit，otherwise the core will be exposed and melted.

【Key words】All lost water；Filling mode；Overflow mode

在壓水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁相当大。因此，必须对严重事故进行深入、全面地研究，制定严重事故的管理规程。1979年美国三里岛核电站发生堆芯熔化事故后，严重事故的研究受到了广泛重视。本文通过对完全丧失给水事故采用现实假设，采用更为真实合理的系统运行值和保护定值，对事故瞬态和后续操纵员动作进行了详细的分析，从而对全部丧失给水后堆芯状态及进程有了更深层次的了解，为操纵员在事故后操作提供指导。

1 事故概述

1.1 事故定义

蒸汽发生器给水完全丧失表现为：正常给水（ARE）丧失，或启动给水系统（APD）丧失，随后辅助给水系统（ASG）未能启动； 或者正常给水系统不可用情况下，辅助给水系统运行中丧失。

1.1.1 瞬态结果

正常给水停运导致二回路导出一回路热量的能力降低。

换热能力下降导致一回路温度上升；由于热膨胀，一回路压力上升。

二回路压力基本稳定。但SG窄量程水位很快下降至蒸汽发生器低水位停堆整定值。

从反应堆紧急停堆直至操作员第一次动作

◆反应堆冷却剂系统

由于停堆，一回路产生的热量下降；热段温度下降并很快与冷段温度接近；

主泵维持运行；GCT-c开始打开；

反应堆紧急停堆后一回路冷却剂收缩，导致稳压器水位下降，压力下降。

◆二回路系统

汽机停机导致二回路压力上升；GCT-c开启后，上升趋势变缓。

与前一阶段相比，二回路水装量下降趋缓。

蒸汽发生器水位低低信号触发排污隔离。

操作员开始第一个动作前，事故后 448.3秒，蒸汽发生器宽量程水位低于-10m。根据该水位信号，操作员认为蒸汽发生器不可用。

充水-溢出阶段

该阶段开始于操作员第一个动作（事故后622.2秒），直至充水-排水（feed-and-bleed）阶段的开始。

根据SG不可用准则，主泵停运；稳压器电加热器切除；

一回路流量下降导致一、二次侧换热下降，热段和冷段温差加大；

反应堆冷却剂温度上升、体积膨胀；再加上安全注射，两者导致稳压器水位上升、一回路压力上升。稳压器第一个SEBIM安全阀在701.5秒开启。

由于SG给水完全丧失，操作员停运GCT-c，二回路压力随即上升至GCT-a开启压力；

728.1秒GCT-a开启；

由于SG换热下降，堆芯衰变热下降以及SG水装量下降后，GCT-a开始关闭。

充水-排水（feed-and-bleed）阶段

该阶段开始于2422.2秒，直至瞬态结束。

已经意识到SG不可用（SG宽量程水位小于-10m）后，操作员开始充水-排水操作前必须遵守一个规定的时间限制。

这个时间限制考虑：

◆堆芯出口温度（TRIC）超过330℃（主泵停运）；

◆安全注射泵启动后等待至少30分钟（SEBIM阀运行相关）。

首先达到的条件是30分钟延迟（堆芯出口温度未达到330℃限值）。满足准则后，操作员开始充水-排水操作，即完全开启稳压器3个SEBIM安全阀（安全注射已经启动）。

稳压器3个SEBIM安全阀完全开启导致反应堆冷却剂系统压力下降。

事故后 3392.9秒，一回路系统水装量最少；此时堆芯的空泡份额最大，但低于0.6。

由于一回路水压力继续下降，安全注射系统安注箱开始注入（3576.5 秒），一回路系统水装量上升。

4364.3秒转入再循环；由于该阶段安全注射流量小，一回路系统水装量上升速度稍微下降。

于是一回路水装量不再下降，堆芯不会裸露。

2 适用的规程

2.1 H2规程概述

2.1.1 H2规程适用范围

是用于超设计基准事件“蒸汽发生器（SG）给水全部丧失”发生时，确保堆芯完整的运行规程。它的适用范围覆盖了反应堆功率运行、热停堆直至RRA未连接状态下的中间停堆。

2.2 主要处理思路

2.2.1 根據一回路温度Tavg，将系统状态划分为高、低两种：

●Tavg>P12：停堆停机，停运三台主泵，尝试恢复蒸发器的给水，利用SG冷却或者NSSS供水-溢出/排出模式冷却一回路，直到RRA投入的中间停堆；

●Tavg

2.2.2 诊断确认之后的自动动作确认：

操作说明：为有效利用二次侧水装量，停运主泵，切除稳压器电加热器。这样使带走的功率减少了至少12MW。主泵热态输出功率4690KW，电加热器总功率24*60KW=1440KW。此外，这将引起一回路冷却剂温度分层，更易于向注入排水模式过渡。

2.2.3 通过NSSS供水-溢出方式控制冷却（冷却方式一）：

一回路操作说明：

●堆芯出口温度整定值决定蒸发器丧失剩余功率排出能力。事实上，如果向二次侧传递的能量足够的话，就确定了冷却剂的冷段温度（小于290℃，该值对应于蒸发器最大压力），从而也就限制了堆芯出口温度。RIC温度整定值330℃等于第一个SEBIM安全阀开启压力（16.6MPa.abs）对应的饱和温度（350℃）减去饱和裕度的不确定性20℃。如果达到整定值330℃，必须进入注入排水阶段。超过这个限制，安注流量将不足以带走反应堆冷却剂中积累的所有能量，堆芯就可能出现裸露。

●预期安注启动为ASG或APD泵的恢复提供了一段附加的延迟时间。注入一回路冷却剂的水升温吸收了大约18MW热量，约为停堆后30分钟时最大余热的1/3。稳压器满水后第一个SEBIM安全阀履行溢流功能，限制其压力。这就是“注入和溢流”方式。手动启动安注后5分钟才能执行复位SI信号等措施。

二回路操作说明：

●如果在蒸发器完全干涸前稳压器先导式安全阀已开启，为了在蒸发器管板上方保留一点水量，关闭VVP蒸汽隔离阀。这有助于减小蒸发器再注水时（必要的话）的热冲击。

●一回路冷却剂经稳压器排放管线、卸压箱爆破膜排放到安全壳中，引起安全壳压力、温度上升。在通风系统可用的情况下，启动通风系统有助于带走安全壳中部分能量，并且允许推迟EAS的启动。随着时间的推移，为保护安全壳必须启动EAS系统，带走剩余功率（如果蒸发器恢复失败，需启动RRA）。

●恢复ASG或APD给水操作前，请确认关闭ASG，以避免在给水水源恢复时向蒸发器的突然重新供水（造成对管板的冷冲击）。确认安注信号关闭了ARE阀门。当至少有一台蒸发器由ASG或APD供水时，对蒸发器的再次注水必须逐步进行，调节每台蒸发器ASG或APD流量为10m3/h，直至宽量程水位大于-11m。

●蒸发器可用判断：由于蒸发器中发生的热交换，低温给水注入引起的冷却（36m3/h流量的ASG给水被加热到280℃将吸收11MW热量，即约为停堆后2小时剩余功率的1/3）。限制给水流量，使一回路冷却剂的降温不超过56℃/h。蒸发器的水位（宽量程）超过-10m时，表明蒸发器不再处于排空状态。如果至少有一台蒸发器处于上述状态，手动开启GCTa，同时观测对蒸发器水位和一回路降温的要求：蒸发器水位不下降，一回路降温不超过56℃/h。当SG再次注水时，必须核实其效率：RIC温度首先由轻微下降，一旦给水流量增加，随即快速下降。蒸发器中存在的一些不可凝结气体可能不足以阻止热交换。

2.2.4 通过NSSS供水-排出方式控制冷却（冷却方式二）：

一回路操作说明：

●稳压器排放管线手动开启准则：

◆堆芯出口温度Tric大于330℃（剩余功率高时）

◆或者是抑制反应堆冷却剂升压的安全阀运行时间限制。由于温度限制的问题，先导箱反复运行的时间约为手动启动SI后30分钟。

在最不利的情况下，操作员有50分钟的时间来恢复ASG、APD或APA给水。

●在注入排水模式中，反应堆冷却剂压力、温度随剩余功率缓慢下降。如果达到170℃时，蒸发器给水还未恢复，应优先考虑连接到RRA进行冷却。一旦下列四个要求同时得到满足，就能启动RRA系统：

◆只有一列EAS在运行，

◆Tric<170℃

◆反应堆冷却剂压力<2.7MPa表压

◆ΔTsat>20℃，该要求消除了RRA泵汽蚀的风险。

二回路操作说明：

●一回路冷却剂温度下降后，给水可以通过以下方式应急提供：

◆通过APD泵（APD系统），APD可提供给SG的给水流量为200m3/h

◆通过电动给水泵（APA系统）；

◆通过CEX泵（不用任何给水泵）

通过何种方式取决于二次侧设备的可用性。

3 结论

分析表明要求的操作员动作能导出堆芯余热，堆芯没有任何风险。长期阶段，安全注射停运以及稳压器SEBIM安全阀关闭，堆芯余热由RRA系统导出。