严重事故缓解系统薄弱环节分析与对策

杨永灯

（中核核电运行管理有限公司，海盐 314300）

继1979年美国三哩岛事故、1986年苏联切尔诺贝利核事故之后，2011年日本发生福岛核事故，这说明核电厂发生严重事故的概率很低，但是一旦发生后果十分严重［1］。因此，针对核电厂严重事故须做好更加充分有效的应对措施。

秦山第二核电厂（以下简称秦二厂）为降低严重事故风险（即降低严重事故发生几率和严重事故的后果），开发了严重事故管理导则（SAMG）。严重事故的管理措施可以分为严重事故预防措施和严重事故缓解措施：一方面，在事件发展到超设计基准事故之前，通过安全系统的响应预防堆芯损坏和放射性释放；另一方面，通过采取各种可以利用的措施来缓解严重事故的后果，以及使反应堆重新达到安全稳定的状态［2，3］。

严重事故现象多种多样，产生的威胁也有多种，核电厂采取的措施也涉及多个系统或设备、多种方式。在核电厂运行期间，通过执行定期试验检查系统和设备的可用性，发现存在的缺陷问题并及时进行处理，恢复系统设备可用性。执行定期试验时有发现系统设备存在缺陷的情况，其中包含严重事故预防措施和严重事故缓解措施相关的系统设备，因此，对应的严重事故预防措施和严重事故缓解措施存在失效的可能。鉴于此，本文根据秦二厂1号机组严重事故管理导则，找出严重事故缓解措施中的薄弱环节对应的系统和设备，同时加强对薄弱环节的监督，以确认其可用，从而降低核电厂严重事故风险。

1 秦山第二核电厂SAMG简介

秦二厂SAMG开发于2010年至2012年，是针对核电站可能发生的严重事故的管理导则，是严重事故处置的指导文件。SAMG设计理念为：主控室操纵员主要任务是防止堆芯损伤；技术支持中心（TSC）人员借助SAMG管理系统全面分析判断核电厂系统设备状态，同时给出应对措施建议，以减轻严重事故影响［4］。

秦二厂SAMG与应急运行规程（EOP）的接口设置在极限事故堆芯监视规程（U1）及使用U规程时之监督程序（SPU）规程中。当堆芯出口温度大于650℃且U1规程中堆芯冷却行动失败、堆芯出口温度没有下降趋势时，根据当班反应堆值班长的决定，从U1规程和SPU规程进入SAMG。

秦二厂SAMG主要包括以下几类文件：诊断流程图（DFC）、严重威胁状态树（SCST）、严重事故主控室导则（SACRG）、严重事故导则（SAG）、严重威胁导则（SCG）、严重事故出口导则（SAEG）和辅助计算（CA）［5］。

2 严重事故缓解系统薄弱环节分析

核电厂严重事故现象主要包括：氢气燃烧、蒸汽爆炸、高压熔融物喷射、安全壳真空等。在严重事故情况下，首先要尽可能长时间地保持安全壳的完整性；其次要尽可能降低放射性物质向环境的释放；再次尽快终止严重事故进程，冷却熔融物，维持长期冷却排出安全壳内热量［6］。

秦二厂严重事故管理导则开发分析研究是基于秦二厂一级概率安全分析（PSA）结果并参考西屋设计的严重事故管理导则薄弱环节评价进行的，研究得出结论：秦二厂在缓解熔融物可冷却性、安全壳旁通等方面存在薄弱环节。这些薄弱环节，一方面可以通过一些预防措施防止其发生，另一方面可通过设置适当的严重事故缓解措施减轻产生的后果［7］。

对于熔融物可冷却性严重事故现象，主要威胁是当反应堆压力容器失效后，熔融物落入堆腔与混凝土发生作用（MCCI），在缺乏冷却手段的情况下，将会熔穿安全壳地板。相关事件序列为压力容器失效、熔融物进入安全壳。秦二厂采用干式堆腔设计，通过向安全壳注水的方式淹没熔融物，未专门采取冷却堆外熔融物的措施。当向安全壳注水时，水首先汇集到安全壳地坑，水位上升后，水通过堆腔仪表间或主管道与堆腔间的缝隙进入堆腔淹没熔融物。缓解措施主要是通过安全壳喷淋（EAS）、核岛消防水（JPI）、消防水生产（JPP）等系统向安全壳内注水淹没熔融物缓解MCCI；也可以通过安全注入系统（RIS）、化学和容积控制系统（RCV）、水压试验泵及其汽轮发电机组系统（LLS）水压试验泵等向一回路注水，水再通过破口进入安全壳淹没熔融物缓解MCCI。

对于安全壳旁通严重事故现象，主要威胁是由于蒸发器传热管破裂（SGTR）或中小破口失水事故（ISLOCA）造成安全壳旁通，使放射性泄漏到安全壳外。相关事件序列包括SGTR事故造成安全壳旁通，高压序列诱发的SGTR造成的安全壳旁通。缓解措施主要是通过一次侧卸压减少到安全壳外的泄漏；也可通过安全壳空气监测系统（ETY）恢复安全壳隔离。一旦发生安全壳旁通且无法隔离的情况，一次侧的卸压能力可能不足以终止泄漏，这时将通过一回路卸压等手段减轻事故后果。

一回路卸压的主要手段是反应堆冷却剂系统（RCP）稳压器安全阀和稳压器辅助喷淋阀。当燃料包壳快速氧化之后，稳压器安全阀和稳压器辅助喷淋阀的可用性可能无法完全保证，稳压器安全阀在严重事故下的可用性不确定。进入严重事故工况后，如果先导箱仍能保持其功能，而且在严重事故环境条件下，电磁阀在持续通电的情况下不会失效，则稳压器安全阀在严重事故工况下具有保持其功能的可能性。在包壳快速氧化之后，安全壳下部空间的温度较高，将可能导致稳压器辅助喷淋阀的可用性无法保证。

3 严重事故相关核安全监督分析

核安全监督工作之一就是独立监督电厂核安全水平，重点任务包括监督安全相关系统定期试验执行情况、预防性维修执行情况以及纠正性维修缺陷处理情况。在这些监督工作中，重点要加强对严重事故缓解系统涉及系统和设备的定期试验执行情况的监督，以及时发现系统设备存在的缺陷问题，若缺陷没有被发现，就不能对其进行处理。

3.1 严重事故缓解系统薄弱环节监督

秦二厂在缓解熔融物可冷却性、安全壳旁通等方面可能存在薄弱环节，尤其是安全壳旁通方面。因此，在机组运行期间，应加强对缓解熔融物可冷却性、缓解安全壳旁通相关系统和设备的核安全监督。严格执行定期试验，严格按照试验规程的验收准则评判试验结果，保证相关系统设备的可用性，保证严重事故下可以实现相应的功能。从严重事故缓解措施对应的各个系统相应的定期试验项目中分析查找出重要的定期试验验证项目，并结合其验收准则，明确试验关注重点。当这些试验项目不能满足验收准则时，核电厂运行、技术、维修、核安全监督等专业人员，要及时分析缺陷原因并处理缺陷。对重要试验参数进行收集整理，对于有劣化趋势的参数进行趋势分析，分析原因，并制定纠正措施，避免系统设备发生不可用的情况。具体监督项目及关注重点见表1-表7。

表1 缓解措施中须加强监督的EAS系统定期试验Table 1 Periodic tests of EAS which need to paid more attention to of mitigation measure

表2 缓解措施中须加强监督的ETY系统定期试验Table 2 Periodic tests of ETY which need to paid more at⁃tention to of mitigation measure

表3 缓解措施中须加强监督的JPI系统定期试验Table 3 Periodic tests of JPI which need to paid more attention to of mitigation measure

表4 缓解措施中须加强监督的JPP系统定期试验Table4 Periodic tests of JPP which need to paid more attention to of mitigation measure

表5 缓解措施中须加强监督的LLS系统定期试验Table 5 Periodic tests of LLS which need to paid more attention to of mitigation measure

表6 缓解措施中须加强监督的RCP系统定期试验Table 6 Periodic tests of RCP which need to paid more attention to of mitigation measure

表7 缓解措施中须加强监督的RIS系统定期试验Table 7 Periodic tests of RIS which need to paid more attention to of mitigation measure

3.2 严重事故预防措施监督

根据前面分析描述，造成安全壳早期失效的原因主要是一回路高压。而一回路卸压的缓解措施又是薄弱环节，因此，需要分析会引起一回路高压的始发事件，保证这些始发事件对应的事故序列需要执行的安全功能对应的前沿系统的可用性。

在秦二厂一级PSA分析中得知：会产生一回路高压的事件序列始发事件主要有小破口失水事故、中破口失水事故及各类瞬态。在这些始发事件发生后，前沿系统中的一个或多个系统、设备不可用而不能实现其安全功能，都将导致事故恶化，造成堆芯损坏［8］。涉及的未能实现的安全功能有：棒控棒位系统（RGL）未能紧急停堆，安全注入系统（RIS）安注箱注入失败，低压安注投入失败，低压安注再循环投入失败，低压安注冷热段再循环投入失败，高压安注投入失败，高压再循环投入失败，安喷运行失败，安喷再循环运行失败，辅助给水系统（ASG）辅助给水和汽机旁路排放系统（GCT）汽机旁排运行失败，余热排出系统（RRA）投入失败，手动打开稳压器安全阀失败，以及重要的6 kV应急交流电源系统（LHP/LHQ）应急柴油发电机组不可运行等等。如果以上安全功能在事故中可以实现，即这些安全功能相关系统设备完好可用，那么就可以大大降低堆芯损坏的概率，从而减小严重事故的后果。因此，在机组运行期间，必须加强对表1-表7所列系统设备的核安全监督，此外，还须对表8-表12所列系统设备加强监督。

表8 预防措施中须加强监督的ASG系统定期试验Table 8 Periodic tests of ASG which need to paid more attention to of prevent measure

表9 预防措施中须加强监督的GCT系统定期试验Table 9 Periodic tests of GCT which need to paid more attention to of prevent measure

表10 预防措施中须加强监督的LHP/LHQ系统定期试验Table 10 Periodic tests of LHP/LHQ which need to paid more attention to of prevent measure

表11 预防措施中须加强监督的RGL系统定期试验Table 11 Periodic tests of RGL which need to paid more attention to of prevent measure

表12 预防措施中须加强监督的RRA系统定期试验Table 12 Periodic tests of RRA which need to paid more attention to of prevent measure

4 结论

本文通过结合秦山第二核电厂严重事故管理导则得出的缓解系统薄弱环节，分析得出缓解系统薄弱环节涉及的系统和设备。从严重事故缓解措施和严重事故预防措施两个方面，对定期试验执行项目及验收准则进行分析，给出各系统对应的重要定期试验项目和试验关注点，建议在运行期间对其加强监督，做好试验记录及进行趋势分析，确保这些系统设备可用，提高可靠性从而降低核电厂严重事故风险。