安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

吴广君，王　超，李　龙，梅　亮，杨自军

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

吴广君，王超，李龙，梅亮，杨自军

（苏州热工研究院有限公司深圳分公司，广东 深圳，518000）

在大部分CPR1000堆型核电厂中，安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA（Loss of coolant accident）事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进，将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP（State Oriented Procedure）中的应用，结合基于H4管线改进的现实性事故分析，设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。

核电厂；安全注入系统；安全壳喷淋系统；早期；互为备用

福岛核事故使业界认识到核电厂发生超设计基准事故（灾害）的可能性，国家核安全局对新建电厂提出要进一步提升电厂安全水平的要求，并进行安全审查[1,2]。CPR1000机组具有两列安全系统，但安全壳喷淋系统（EAS）喷淋泵和安注系统（RIS）低压安注泵具有类似特性，仍然需要考虑设计基准事故（DBA）叠加专设安全系统的共因故障，因此需要考虑EAS系统喷淋泵和RIS系统的低压安注泵互为备用的工况，该工况属于超设计基准事故（BDBA）工况。IAEA安全报告No.48[3]中也指出确定事故范围需要考虑事故发生的频率以及安全监管当局的要求[4 - 6]。现有的H4事故程序（安全注入系统RIS和安全壳喷淋系统EAS互为备用）仅考虑大LOCA事故15天后的缓解措施。为了在事故工况下更好地利用EAS系统热交换器，实现RIS系统和EAS系统早期备用的目的，进行了H4管线改进，优化系统设计，克服当前H4管线的技术缺陷。

本文研究H4管线改进后，将RIS系统和 EAS 系统的互为备用应用于需要喷淋泵或低压安注泵的早期事故工况。研究的内容包括H4改进前后系统设计对比，考虑H4改进的现实性事故分析以及改进后事故程序策略开发。

1　H4管线改进

1.1　改进原因

改进前H4管线的设计有以下不足之处：

（1）在事故发生15天后H4管线才被允许投入使用，只能用于事故后长期阶段互为备用，基本不具备早期互为备用的功能，对降低堆芯融化概率（CDF）贡献较小；

（2）由于流程与布置设计的原因，启用H4管线前需操纵员在现场对高放射性管道进行充水排气，人员受辐照风险较大；

（3）低压安注泵可能长期在过低的流量下运行，对设备本体的可靠性不利；

（4） H4管线内的流速偏高，存在诱发流致振动的风险。

针对改进前H4管线设计缺点，提出了以H4管线改进为核心的堆芯冷却系统设计优化方案。专项安全评价表明，优化后的方案能够实现事故后安全注入系统和安全壳喷淋系统早期互为备用的目的。采用H4管线改进后事故序列内部事件一级PSA（Probability Safety Analysis）评价模型使总堆芯融化概率CDF（Core Damage Frequency）值减少了9.7×10-7/堆年。提高了CPR1000核电厂的安全性[7]。

1.2　流程简图

原CPR1000机组设计的H4管线[8]在每个安全系列中包括两条管道，其中一条从EAS系统换热器的出口连接到低压安注泵的入口，另一条为喷淋泵的旁路管线，可以利用这些管线将RIS系统和EAS系统连接起来（见图1）。在大LOCA事故后长期阶段（事故发生15天之后），两台低压安注泵或两台喷淋泵失效的工况下，可以实现低压安注泵和喷淋泵互为备用，并维持向堆芯注入功能。

改进后的H4管线取消了CPR1000机组现有的H4管线，在每个安全系列上新增两条H4连接管线：一条连接EAS系统换热器下游与低压安注泵出口管线（位于高压安注泵连接点的上游），另一条连接低压安注泵与喷淋泵出口。（原理图见图2，以A列为例，虚线为新增管线）。在EAS系统换热器下游到喷淋泵入口增加了小流量管线。正常运行时，所有新增的隔离阀均关闭，RIS系统和EAS系统互相隔离。

图1 CPR1000机组原有H4管线原理图

图2　H4管线改进后原理图

1.3　运行方式

改进H4管线后RIS系统和EAS系统的工艺设计可以实现三种运行方式，分别如下：

（1）运行方式1：喷淋泵失效，低压安注泵接入EAS系统热交换器保持注入功能。适用于两列EAS泵失效且两列低压安注泵有效，堆芯无法得到有效冷却的事件序列。

（2）运行方式2：喷淋泵失效，低压安注泵接入EAS系统热交换器器备用安全壳喷淋功能。适用于两列EAS泵失效且两列低压安注泵有效，安全壳无法得到有效冷却的事件序列。

（3）运行方式3：低压安注泵失效，EAS系统备用RIS系统。适用于两列低压安注泵失效且两列EAS泵有效，堆芯无法得到有效冷却的事件序列。

2　现实性事故分析[9,10]

基于H4改进的系统设计，用PSA分析的方法确定了安全注入系统和喷淋系统早期互为备用的三类事故工况，分别为功率工况下破口类事故、功率工况下充-排类事故以及停堆工况下破口类事故。对三类事故开展现实性事故分析，作为事故程序策略开发的基础。

2.1　功率工况破口事故分析

对于功率工况下破口类事故，无论对安全注入直接注入阶段还是再循环阶段两台低压安注泵失效进行分析计算，都能满足燃料包壳温度低于1 204 K的验收准则。在40 h 计算时间内，机组状态稳定，可以通过EAS系统再循环导热或者H4管线经过的EAS换热器作为最终热阱使机组达到最终状态。图3，图4分别为功率工况下一回路51 mm LOCA燃料包壳温度变化，堆芯出口温度变化。

图3 功率工况一回路51 mm LOCA，燃料包壳温度

图4 功率工况一回路51 mm LOCA，堆芯出口温度

2.2　功率工况充排事故分析

对于功率工况下充排类事故，蒸汽管线破裂事故（SLB）引起反应性增加，事故初期堆芯功率升高，同时二次侧排热能力随之降低。相比其他瞬态叠加二次侧丧失冷却事故中最为恶劣，因此选取SLB叠加二次侧完全丧失事故作为包络工况。

60 h计算时间内，机组状态稳定。并且能够满足燃料包壳温度低于1 204 K和地坑水温低于393 K的验收准则。图5，图6分别是是功率工况下充排事故地坑水温变化，堆芯出口温度变化。

图5 功率工况下充排事故地坑水温度

图6 功率工况下充排事故堆芯出口温度

2.3　停堆工况破口事故分析

对于停堆工况下破口类事故，选取压力、温度为3 MPa，453 K的一回路破口工况作为包络性工况进行分析。因为在同等破口情况下，该工况破口流量最大，可能的安注流量最小，同时对应的衰变热也较大。72 h计算时间内，机组状态稳定，并且能够满足燃料包壳温度低于1 204 K的验收准则。图7，图8分别为停堆工况下一回路51 mm LOCA燃料包壳温度变化，堆芯出口温度变化。

图7 停堆工况一回路51 mm LOCA，燃料包壳温度

图8 停堆工况一回路51 mm LOCA，堆芯出口温度

3　事故程序策略开发

3.1　SOP原理

以状态为导向的SOP事故程序是建立在连续监测机组核蒸汽供应系统NSSS（Nuclear Steam Supply System）的六个基本状态参数变化的基础之上，对于不同的运行状态，采取不同的措施使机组达到安全状态[11]。六个状态参数分别为反应堆次临界度、一回路水装量、一回路压力和温度、蒸汽发生器水装量、蒸汽发生器完整性以及安全壳完整性。根据这六个状态参数的恶化程度而导向到不同的事故处理序列，不再以具体的事故为导向；当执行完一个事故处理序列后，通过对机组状态，包括状态参数及重要设备及支持功能“定期监测”和“再诊断”导向到其他事故处理序列或重新执行该序列（如果序列的功能目标没有实现），或导向到其他程序处理，直至机组达到安全状态。SOP是一个以状态参数为导向的“闭环”结构的事故处理过程。其结构如图9所示。

图9 SOP结构

3.2　改进后事故处理策略设计思路

H4管线改进前H4事故程序有如下不足：

（1）事故覆盖范围小，仅能覆盖15天后大LOCA事故发生两列低压安注泵或两列喷淋泵失效的工况。

（2） H4事故程序是基于事件导向的，不能结合在SOP体系中作为叠加事故处理。

改进后事故程序的设计思路是在现实性事故分析的基础上，结合SOP程序原理，设计H4程序策略。

首先在SOP事故程序中对照事故工况进行事故处理路径的分析，根据事故路径分析所涉及的事故程序，确定在定期监测和再导向的需要监测H4工况的事故程序，然后再分析需要考虑H4改进（如投运低压安注、喷淋）的序列和模块。最后在操纵员监测事故程序中考虑H4工况出现的判断（报警），并完成对事故工况的覆盖。另外还要考虑各事故程序之间的相互接口。

为了在满足PSA覆盖事故工况要求的基础上可以最大程度的减少对其他事故程序的影响，减小操纵员人因失误的风险，设计针对“破口”和“充排”（LOCA-H4和Feed and bleed-H4）两种事故策略，然后在原有SOP程序中增加对是否出现H4工况进行监测，并且设置导向到H4特定策略的接口。

3.3　H4-LOCA 程序策略

H4-LOCA程序的策略考虑了从“安全壳控制”和“破口类事故控制”两种事故程序导向而来的情况。从“安全壳控制”事故程序导向而来因为是喷淋泵不可用，所以首先将低压压安注泵布置在H4管线上，而从“破口类事故控制”事故程序导向而来因为是低压安注泵不可用，所以首先会将喷淋泵布置在H4管线上。然后再根据判断“RRA已连接”来区分初始为功率和工况和停堆工况。最后再根据不同的初始工况，制定不同的策略并根据机组张贴参数导向到不同的事故序列。图10表示出H4-LOCA程序的策略。

图10 H4-LOCA程序策略

3.4　H4-Feed and bleed 程序策略

H4-Feed and bleed程序的策略仅考虑了从“安全壳控制”事故程序导向而来的情况。因为充排工况是由于机组失去二次侧导热，喷淋泵的热交换器可以将一回路的热量导出的最后手段，所以H4-Feed and bleed程序是考虑喷淋泵失效的情况。策略是将低压压安注泵布置在H4管线上，执行充排操作，对堆芯进行导热，实现机组向冷停堆后撤。图11为H4-Feed and bleed程序策略。

图11 H4-Feed and bleed程序策略

4　结论

本文基于H4管线系统设计的改进方案以及现实性事故分析结果，开发了基于状态事故导向事故程序体系的“破口”和“充排”两种事故类型的H4事故处理策略。该策略最大程度的减少事故程序修改对其他事故处理的影响，减小了操纵员人因失误的风险。同时使H4管线改进在事故程序管理层面得以落实，提升了机组的安全性。

［1］“十二五”期间新建核电厂安全要求（征求意见稿）［Z］．2013．

［2］ 邱志超，刘宏帅．福岛核事故对核电安全设计的启示［J］．科技世界，2020，9：230-231．

［3］ IAEA Safety Reports Series No．48，Development and Review of Plant Specific Emergency Operating Procedures［R］．2006．

［4］ IAEA Safety Standards．Safety of Nuclear Power Plants：Design SSR-2/1［S］．2012．

［5］ 王兵，曾会彬．福岛核事故后核电厂核应急管理探讨［J］．辐射防护通讯，2019，39（4）：23-26．

［6］ 种毅敏，陶书生，杨志义．核电厂应急运行规程与严重事故管理制单接口分析［J］．核安全，2013（1）：14-18．

［7］ 沈维，陆彬，羊冰清，等．核电安全注入系统可靠性评估方法研究［J］．发电设备，2017，31（4）：254-258．

［8］ 李政．浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试［J］．核动力工程，2015，36（S1）：111-113．

［9］ 张力，王春波，邹衍华，等．核电厂安全相关人员行为确定论筛选方法研究［J］．安全与环境学报，2018，18（5）：5．

［10］倪超，匡波，任志豪，等．基于先进程序+保守评价模型的300 MW压水堆核电厂大破口失水事故分析［J］．原子能科学技术，2012，46（3）：328-335．

［11］吴广君，刘玉华，刘志云．SOP（状态导向法事故规程）在我国核电厂中的应用［J］．能源工程，2011（1）：21-24．

Study on the Accident Strategies for the Mutual Standby of the Safety Injection System and Containment Spray System in the Early Stage

WU Guangjun，WANG Chao，LI Long，MEI Liang，YANG Zijun

（Suzhou nuclear power research institute，Shenzhen of Guangdong Prov.，518000，China）

The mutual standby of the safety injection system and the containment spray system is applicable to the large LOCA accident after 15 days in CPR1000 nuclear power plant. The H4 pipeline (The mutual standby connecting line between the safety injection system and the containment spray system) modification is introduced in the Unit 5 & 6 of Yangjiang NPP. And the mutual standby of the safety injection system and the containment spray system is applicable to the accident medium or small LOCA in the early stage condition. The study on the application of mutual standby of the safety injection system and the containment spray system in the early stage of the state oriented procedure (SOP) is based on the realistic accident analysis of H4 pipeline modification. The SOP strategies and means of medium or small LOCA accumulated H4 condition (The total loss of low pressure safety injection pumps or containment spray pumps) in the early stage condition are designed.

Nuclear power plant；RIS；EAS；Mutual standby；State oriented；Early stage condition

TL48

A

0258-0918（2022）02-0436-07

2021-02-22

吴广君（1978—），女，黑龙江五常人，硕士，高级工程师。现主要从事核电厂运行技术研究