核电厂中小LOCA 事故下PSA 成功准则研究

张 盼，潘昕怿，王业辉，赵传奇

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

确定论安全评价方法和概率安全评价方法是两种核电厂安全性的评价方法，两种方法能够相互补充，以提高核电厂的安全性。反应堆热工流体力学分析作为一种确定论的方法，能够为概率安全分析（PSA）提供有效的支持，是核电厂PSA 分析中不可缺少的重要内容。热工水力学计算在确定各种始发事件下为保证反应堆安全而必须继续运行或投入运行的安全重要设备和设备的种类和数目（确定成功准则）和确定为缓解事故而依据运行规程进行操纵员干预所允许的时间等方面能够为PSA提供支持。

目前公开发表的关于核电厂LOCA 事故的文献中，绝大多数采用的是确定论分析中的保守假设（如堆芯功率、一回路压力、温度等参数取保守值），且遵循单一故障等原则来开展LOCA 事故计算分析[1-8]。极少数文献采用最佳估算加不确定性分析方法来分析LOCA事故[9]。

本文利用系统分析程序针对压水堆核电厂进行建模，研究冷却剂丧失事故（LOCA）发生后安全系统不同失效组合下核电厂的瞬态响应，分析堆芯冷却情况，并确定成功准则。

1 计算模型、工况及初始条件

1.1 计算模型

本文以第三代压水堆核电厂为对象，研究压水堆核电厂成功准则分析方法。非能动核电厂在LOCA 事故下，一回路压力降低，产生停堆信号和安注信号（“S”信号）。在事故早期阶段，堆芯冷却通过堆芯补水箱（CMT）的安注流量和余热排出热交换器（PRHR HX）来实现。当CMT 水位降至低-1 水位（67.5%）时，启动第一级自动降压系统（ADS-1），随后依次启动ADS-2、ADS-3，为主回路系统降压。当主回路压力降低至4.9 MPa 时，安注箱（ACC）自动注入，为主回路提供较大的安注流量。当CMT水位下降至低-2 水位（20%）时，ADS-4（4 个）开启，为主回路快速降压。同时，内置换料水箱（IRWST）重力注入管线阀门开启，在主回路压力进一步下降后，向堆芯补水，实现堆芯的长期冷却。同时，在事故过程中，操纵员还可以进行干预，例如，手动启动正常余热排出系统（RNS）。计算模型的节点图如图1所示。

综上，缓解LOCA 事故后果的专设安全设施主要包括CMT、ACC、ADS 阀门、IRWST重力注射以及非能动余热排出系统；非安全相关系统为RNS 系统。

1.2 计算工况

本文开展了热管段中小破口（破口尺寸：12～220 mm）的一系列工况。本部分选取了22个具有代表性的工况来展示成功准则的研究结果。工况包括两类小破口（12 mm 和50 mm）和两类中等破口（120 mm 和220 mm），研究中小LOCA 事故下的成功准则。小破口和中等破口工况的具体情况如表1、表2 所示。

表2 中等破口工况Table 2 The medium LOCA conditions

1.3 计算初始条件

与设计基准事故分析采用保守分析方法不同，一级PSA 热工水力计算分析及结果要求尽可能符合电厂的实际情况。因此，计算初始条件与核电厂运行参数取设计值。典型参数如表3 所示。

表3 系统参数表Table 3 Parameters of the system

2 计算结果及分析

先进行200 s 的稳态计算，使系统参数达到核电厂稳态运行状态。在200 s 触发破口事故，再通过不同安全系统或非安全系统组合的投运，评估堆芯安全状态，从而确定成功准则。缓解中小LOCA 事故的关键措施是实现系统降压，事故分析的接受准则取包壳峰值温度低于1 204 ℃（1 477 K）。因此，本部分主要给出事故后稳压器压力和包壳温度的瞬态。

2.1 小LOCA 事故成功准则

图2 给出了12 mm 破口的5 组工况下稳压器压力的瞬态。由于破口尺寸很小，在事故发生后主回路压力缓慢下降，在出现稳压器低压信号后，反应堆停堆，并导致稳压器压力快速下降。在工况1 下，1 台CMT 由安注信号触发，在水循环模式下对堆芯进行冷却，稳压器压力因破口处冷却剂丧失而缓慢下降，在约3 700 s，因CMT 循环流量下降，压力开始上升，并维持在约4 MPa 的水平；在工况2 下，事故早期堆芯热量只能通过破口流量带出，稳压器压力持续下降，因CMT 全部失效，操作员在安注信号出现后30 min 手动开启3 个ADS-4，稳压器压力快速降低，IRWST 开始重力注入，稳压器压力维持在0.1 MPa；在工况3 下，主要考虑在部分降压（1 个ADS-4 开启）情况下操作员手动启动能动的RNS 进行堆芯补水，事故早期由CMT 向堆芯补水，由CMT 水位触发ADS-4，进行降压，操作员在安注信号产生后30 min 手动启动RNS 系统，当系统压力降低到3 MPa 以下，RNS 开始向堆芯补水，此时系统压力维持在2.6 MPa 左右；在工况4 下，早期由破口流量带出堆芯热量，中期由ACC 进行堆芯补水，操作员在安注信号产生30 min 后，手动启动1个ADS-4 阀门和RNS 系统，当系统压力降低到RNS 泵注入压头时，RNS 进行长期补水，稳压器压力维持在2.4 MPa 左右；相比于工况1，工况5 考虑PRHR HX 启动的影响，在安注信号产生后，PRHR HX 自动启动失败，由操作员在30 min 后手动启动，工况5 中后期的系统压力约为2.8 MPa，要低于工况1 的4 MPa，说明PRHR HX 有效有利于事故缓解。

图2 12 mm 破口事故下稳压器压力瞬态Fig.2 The pressurizer pressure transient for 12 mm break accident

图3 给出了12 mm 破口的5 组工况下包壳温度瞬态。从图中可以看出，5 组工况下燃料包壳温度均低于接受限值1 477 K，说明该破口事故下，投入运行的安全系统和操作员在30 min 内采取动作能够成功实现堆芯冷却，保证堆芯安全。

图3 12 mm 破口事故下包壳温度瞬态Fig.3 The cladding temperature transient for 12 mm break accident

图4 给出了50 mm 破口的5 组工况下稳压器压力的瞬态。相比于12 mm 破口，此类工况降压更快。在工况1 下，1 台CMT 由安注信号触发，向堆芯补水，稳压器压力持续下降，当CMT 水位到达低低水位时（约2 800 s）触发ADS-4 阀门开启，稳压器压力快速下降，同时IRWST 投入运行，维持低压力水平；在工况2下，事故早期堆芯热量只能通过破口流量带出，稳压器压力持续下降，操作员在安注信号出现后30 min（约2 000 s）手动开启3 个ADS-4，稳压器压力快速下降，IRWST 重力注入，进入长期冷却阶段，稳压器压力维持在0.1 MPa；在工况3 下，主要考虑在部分降压（1 个ADS-4开启）情况下操作员手动启动能动的RNS 进行堆芯冷却，事故早期由CMT 向堆芯补水，由CMT 水位触发ADS-4，进行降压，操作员在安注信号产生后30 min 手动启动RNS 系统，RNS开始向堆芯补水，此后系统压力维持在0.5 MPa左右；在工况4 下，早期堆芯热量由破口流量带出，当ACC 投运后，稳压器压力快速下降，在ACC 安注结束后，稳压器压力又缓慢升高，直到操作员手动启动1 个ADS-4 阀门和RNS系统（约2 000 s），RNS 进行长期补水，稳压器压力快速下降后长期维持在0.28 MPa 左右；相比于工况1，工况5 考虑PRHR HX 启动的影响，在安注信号产生后，PRHR HX 自动启动失败，由操作员在30 min 后手动启动，此时系统快速降压，工况5 中后期的系统压力要低于工况1的，但在ADS-4 开启和IRWST 投入运行之后，2 个工况的系统压力相当，说明PRHR HX 在事故中后期的一个阶段起到了事故缓解作用。

图4 50 mm 破口事故下稳压器压力瞬态Fig.4 The pressurizer pressre transient for 50 mm break accident

图5 给出了50 mm 破口的5 组工况下包壳温度的瞬态。从图中可以看出，5 组工况下燃料包壳温度均低于接受限值1 477 K，说明该破口事故下，投入运行的安全系统和操作员在30 min 内采取动作能够成功实现堆芯冷却，保证堆芯安全。

图5 50 mm 破口事故下包壳温度瞬态Fig.5 The cladding temperature transient for 50 mm break accident

通过上述分析，得出的小破口事故成功准则如表4 所示。

表4 小破口事故成功准则Table 4 The success criteria for small LOCA accident

综上，在小破口事故下，如果能够完全降压（3 个ADS-4 开启），1 个CMT 有效，由CMT水位自动触发3 个ADS-4 开启，并通过IRWST重力注射实现堆芯冷却；如果CMT 失效，则在“S”信号30 min 后手动开启3 个ADS-4，并通过IRWST 重力注射实现堆芯冷却。如果只能部分降压（1 个ADS-4 开启），则需要CMT 水位信号自动开启或“S”信号30 min 后手动开启1个ADS-4，且在“S”信号30 min 后手动启动1台RNS 泵才能实现堆芯冷却。

2.2 中破口事故成功准则

图6 给出了120 mm 破口的6 组工况下稳压器压力的瞬态。在此类工况下，稳压器降压速率很快。在工况1 下，1 台CMT 由安注信号触发，CMT 向堆芯补水，由于破口流量较大，CMT在约1 800 s 达到低-2 水位触发ADS-4 阀门开启，稳压器压力快速下降，同时IRWST 投入运行，维持低压力水平；在工况2 下，事故早期堆芯热量只能通过破口流量带出，稳压器压力持续下降，操作员在安注信号出现后20 min（约1 400 s）手动开启3 个ADS-4，稳压器压力快速下降，IRWST 重力注入，稳压器压力维持在0.1 MPa；在工况3 下，主要考虑在部分降压（1个ADS-4 开启）情况下操作员手动启动能动的RNS 进行堆芯补水，事故早期由CMT 向堆芯补水，由CMT 低低水位信号触发ADS-4，进行系统降压，操作员在安注信号产生后20 min（约1 400 s）手动启动RNS 系统向堆芯补水，此后系统压力维持在0.15 MPa 左右；在工况4 下，早期堆芯热量由破口流量带出，操作员在安注信号产生后20 min（约1 400 s）手动启动1 个ADS-4阀门和RNS 系统，RNS 进行长期补水，稳压器压力下降并长期维持在0.1 MPa 左右；相比于工况1，工况5 考虑CMT 启动时间的影响，在安注信号产生后，CMT 自动启动失败，由操作员在20 min 后手动启动，CMT 启动后（约1 400 s）系统压力维持在0.8 MPa 左右；相比于工况2，工况6 的主要差别在于ACC 失效，所以在ACC投入之前，工况6 的压力瞬态与工况2 一致，但在之后由于少了1 个ACC 的安注流量，压力水平要稍微高一些。

图6 120 mm 破口事故下稳压器压力瞬态Fig.6 The pressurizer pressure transient for 120 mm break accident

图7 给出了120 mm 破口的6 组工况下包壳温度的瞬态。从图中可以看出，6 组工况下燃料包壳温度均低于接受限值1 477 K，说明该破口事故下，投入运行的安全系统和操作员在20 min 内采取动作能够成功实现堆芯冷却，保证堆芯安全。但是工况4、工况5、工况6 的包壳峰值温度相对较高，说明这3 组工况下的安全裕量相对较小。

图7 120 mm 破口事故下包壳温度瞬态Fig.7 The cladding temperature transient for 120 mm break accident

图8 给出了220 mm 破口的6 组工况下稳压器压力的瞬态。在此类工况下，由于破口尺寸较大，从破口喷放的冷却剂流量较大，6 组工况依靠破口喷放就能够实现快速降压，在约500 s 就能降低至1 MPa 以下。

图8 220 mm 破口事故下稳压器压力瞬态Fig.8 The pressurizer pressure transient for 220 mm break accident

图9 给出了220 mm 破口的6 组工况下包壳温度的瞬态。从图中可以看出，工况1 到工况4的燃料包壳温度低于接受限值1 477 K，说明该破口事故下，投入运行的安全系统和操作员在20 min 内采取动作能够成功实现堆芯冷却，保证堆芯安全。但是工况5 和工况6 的包壳温度在1 000 s 左右超过1 477 K，判定堆芯损坏。

图9 220 mm 破口事故下包壳温度瞬态Fig.9 The cladding temperature transient for 220 mm break accident

通过上述分析，得出的中等破口事故成功准则如表5 所示。

表5 中等破口事故成功准则Table 5 The success criteria under medium LOCA accident

综上，在中破口事故下，如果能够完全降压（3 个ADS-4 自动或手动开启），至少需要1个CMT 或ACC 有效，并通过IRWST 重力注射实现堆芯冷却；如果只能部分降压（1 个ADS-4自动或手动开启），则至少需要1 个CMT 或ACC 有效，并在“S”信号20 min 后手动启动1 台RNS 泵才能实现堆芯冷却。

3 结论

本文针对核电厂系统设备建立系统级的计算模型，开展不同尺寸热管段破口事故分析，并筛选出了小LOCA 和中等LOCA 事故下成功准则，得出如下结论：

（1）在小破口事故下，如果3 个ADS-4 阀门能够自动开启（CMT 有效）或“S”信号后30 min 手动开启（CMT 失效），且1 条IRWST注入管线可用，则能够维持堆芯冷却；

（2）在小破口事故下，如果1 个ADS-4 阀门能够自动开启（CMT 有效）或“S”信号后30 min 手动开启（CMT 失效），且在“S”信号后30 min 启动一台RNS 泵，则能够维持堆芯冷却；

（3）在中等破口事故下，至少需要一个CMT 或ACC 投入运行，如果能够保证3 个ADS-4 阀门自动或“S”信号后20 min 手动开启，且1 条IRWST 注入管线可用，则能够维持堆芯冷却；

（4）在中等破口事故下，至少需要一个CMT或ACC 投入运行，如果能够保证1 个ADS-4 阀门自动或“S”信号后20 min 手动开启，且在“S”信号后20 min 内启动一台RNS 泵，则能够维持堆芯冷却。

致谢

本文承蒙国家重点研发计划“三代核电站实时风险监测评估与管理技术示范应用研究”（2019YFB1900805）项目资助，特此感谢。