丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

侯丽强，张 明，李 峰，刘一泽，罗 炜，刘兆东，黎春梅，郑洪涛

丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

侯丽强，张 明，李 峰，刘一泽，罗 炜，刘兆东，黎春梅，郑洪涛

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213）

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施，建立了某先进压水堆的一体化计算模型，针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵可以成功运行，则堆芯热量可以被有效排出，一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态；若非能动余热排出系统投入成功，则堆芯热量同样可以被有效排出，一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势，堆芯则始终处于淹没状态；若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败，一回路压力、温度将会上升，而堆芯则会发生裸露，面临熔毁风险。此外，研究结果也表明，在不同应对措施组合下，丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

丧失交流电源；丧失最终热阱；先进压水堆；应对措施

福岛核事故表明极端外部事件能够导致机组长期丧失交流电源和丧失最终热阱，造成堆芯冷却丧失，并对安全壳完整性产生重大威胁[1]。

福岛核事故后，美国NRC针对长期丧失交流电源和丧失最终热阱事故的应对措施提出了相关要求，美国核工业界为应对NRC要求提出了灵活多样性应对策略，通过厂内固定设备、移动设备以及厂外资源的综合使用，提高厂址内多机组同时发生长期丧失交流电源和丧失最终热阱等极端事故的纵深防御能力。福岛核事故后，为了进一步提高我国核电厂的核安全水平，国家核安全局依据检查结果对各核电厂提出了改进要求。为了规范各核电厂共性的改进行动，国家核安全局组织编制了《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》，其中，与长期丧失交流电源和丧失最终热阱事故相关的要求有：增强超设计基准工况下实现堆芯冷却的应急补水能力，增设移动泵、移动电源、注水管线及相匹配的接口，并完善厂区内各种水源在事故工况下的使用程序等。

针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，某先进压水堆考虑了以下设计：

（1）设置汽动辅助给水泵，汽动辅助给水泵从主蒸汽隔离阀上游主蒸汽管道供汽，泵的取水均来自辅助给水箱，辅助给水箱的容量可以满足事故后至少8h的供水，在本文的分析中保守考虑汽动辅助给水泵连续运行6h后失效；

（2）设置二次侧非能动余热排出系统（PRS），在发生全厂断电事故且辅助给水系统汽动泵系列失效工况下投入运行，通过蒸汽发生器导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的储热，每台机组专设有两组独立的72 h直流电源系统，为非能动系统相关的阀门、仪表和控制系统供电，其蓄电池设计成能够向所需的负荷持续供电72小时，因此在本文中考虑二次侧非能动余热排出系统连续运行72 h后失效。

本文将针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，分析上述不同应对措施的缓解效果[2-4]，为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

1　分析模型

RELAP5是一种整体化的、运行相对较快的程序，考虑了反应堆冷却剂系统的热工水力响应，可用于模拟压水堆核电厂的事故进程[5]。

本文基于RELAP 5程序，建立了某先进压水堆的一体化计算模型[6]，其节点图如图1所示。该压水堆模型包含A、B、C三个环路，其中，A环路上包含一台蒸汽发生器，一台稳压器，一台主泵，一台安注箱，B、C环路上各包含一台蒸汽发生器，一台主泵，一台安注箱，其余相关的管道与阀门见图1所示。

该压水堆的压力容器部分主要包含下降段、下腔室、堆芯、上腔室这几个部分。

由于本文针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对措施进行分析，当丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故发生后，压水堆所配有的高压安注系统，低压安注系统等能动系统将不可用，因此，在建模过程中并未考虑这些系统。

图1　压水堆节点图

2　计算工况

为了对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施进行分析，本文设置了如表1所示的计算工况：

工况A：丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故发生后，汽动辅助给水泵投入失败，PRS投入失败；

工况B：丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故发生后，汽动辅助给水泵运行6 h后失效，PRS投入失败；

工况C：丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故发生后，汽动辅助给水泵投入失败，PRS运行72 h后失效；

工况D：丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故发生后，汽动辅助给水泵运行6 h后失效，PRS投入成功。

表1　计算工况

3　主要假设

（1）初始条件

1）初始运行功率为额定满功率；

2）初始反应堆冷却剂温度为额定值；

3）初始稳压器压力为额定值。

（2）始发事件和功能假设

1）0 min时刻，发生丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，所有电动泵停运；

2）0 min时刻，主给水泵惰转，为保守地考虑蒸汽发生器水装量丧失，假设0 min时刻主给水完全丧失；

3）主泵转速低低定值达到后，控制棒下插，反应堆紧急停堆；

4）控制棒开始下插后，主汽轮机进汽阀关闭；

5）稳压器安全阀、蒸汽发生器大气释放阀可用。

4　限制准则

本文分析中取堆芯完好限制准则为：燃料元件包壳峰值温度不高于1 204 ℃。

5　结果分析

5.1　工况A

工况A的事件序列如表2所示，主要参数变化趋势如图2～图5所示。

功率运行工况下0 min时刻发生丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，当主泵转速低低定值达到后，控制棒下插，反应堆紧急停堆，主汽轮机进汽阀关闭。由于汽动辅助给水泵失效，同时PRS投入失败，蒸汽发生器二次侧压力不断升高，当达到蒸汽发生器大气释放阀开启整定值时，蒸汽发生器二次侧水装量通过大气释放阀不断流失，事故后48 min时，蒸汽发生器二次侧干涸。与此同时，随着蒸汽发生器二次侧带热能力恶化，堆芯热量无法有效排出，从而导致一回路压力迅速上升，一回路压力在稳压器安全阀卸压作用下保持在其开启值附近。随着一回路冷却剂通过安全阀不断流失，在事故后89 min时，堆芯发生裸露。由于一回路水装量得不到补充，堆芯传热进一步恶化，在事故后103 min时，堆芯出口温度达到650 ℃，在事故后113 min时，燃料包壳峰值温度达到1 204 ℃，堆芯面临熔毁风险。

表2　工况A事件序列

图2　工况A一回路压力

图3　工况A反应堆压力容器坍塌水位

图4　工况A燃料包壳峰值温度

图5　工况A 蒸汽发生器二次侧坍塌水位

可以看出，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵失效，同时PRS投入失败，在无其他缓解措施的情况下，在事故后约2 h，堆芯将面临熔毁风险。

5.2　工况B

工况B的事件序列如表3所示，主要参数变化趋势如图6～图9所示。

功率运行工况下0 h时刻发生丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，当主泵转速低低定值达到后，控制棒下插，反应堆紧急停堆，主汽轮机进汽阀关闭，汽动辅助给水泵投入运行。在汽动辅助给水泵成功运行的6 h内，一回路热量通过蒸汽发生器大气释放阀被有效排出，一回路压力、温度、水位都维持在相对稳定的状态。

假设在事故后6 h时汽动辅助给水泵运行失效，由于PRS投入失败，蒸汽发生器二次侧水装量通过大气释放阀不断流失，事故后9.4 h时，蒸汽发生器二次侧干涸。与此同时，随着蒸汽发生器二次侧带热能力恶化，堆芯热量无法有效排出，从而导致一回路压力迅速上升，一回路压力在稳压器安全阀卸压作用下保持在其开启值附近。随着一回路冷却剂通过安全阀不断流失，在事故后10.8 h时，堆芯发生裸露。由于一回路水装量得不到补充，堆芯传热进一步恶化，在事故后11.2 h时，堆芯出口温度达到650 ℃，在事故后11.5 h时，燃料包壳峰值温度达到1 204 ℃，堆芯面临熔毁风险。

表3　工况B事件序列

图6　工况B一回路压力

图7　工况B反应堆压力容器坍塌水位

图8　工况B燃料包壳峰值温度

图9　工况B 蒸汽发生器二次侧坍塌水位

可以看出，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵可以成功运行，则一回路热量将通过蒸汽发生器大气释放阀被有效排出；若汽动辅助给水泵运行失效，且同时PRS投入失败，在无其他缓解措施的情况下，堆芯将面临高压熔毁风险，不过与工况A相比，随着堆芯衰变热的下降及汽动辅助给水泵的前期投入，工况B堆芯熔毁时刻将得到延迟。

5.3　工况C

工况C的事件序列如表4所示，主要参数变化趋势如图10～图17所示。

表4　工况C事件序列

图10　工况C一回路压力（0～72 h）

图11　工况C反应堆压力容器坍塌水位（0～72 h）

图12　工况C燃料包壳峰值温度（0～72 h）

图13 工况C 蒸汽发生器二次侧坍塌水位（0～72 h）

图14　工况C一回路压力（72～96 h）

图15　工况C反应堆压力容器坍塌水位（72～96 h）

功率运行工况下0 h时刻发生丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，当主泵转速低低定值达到后，控制棒下插，反应堆紧急停堆，主汽轮机进汽阀关闭，汽动辅助给水泵投入失败，延迟60 s后PRS启动阀打开。PRS投入后，一回路热量通过PRS被有效导出，一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势，堆芯则始终处于淹没状态；当PRS投入后，蒸汽发生器二次侧压力呈现出逐渐下降的变化趋势。

假设在事故后72 h时PRS运行失效，蒸汽发生器二次侧压力不断升高，当达到蒸汽发生器大气释放阀开启整定值时，蒸汽发生器二次侧水装量通过大气释放阀不断流失，事故后88.9 h时，蒸汽发生器二次侧干涸。与此同时，随着蒸汽发生器二次侧带热能力恶化，堆芯热量无法有效排出，从而导致一回路压力迅速上升，一回路压力在稳压器安全阀卸压作用下保持在其开启值附近。随着一回路冷却剂通过安全阀不断流失，在事故后91.8 h时，堆芯发生裸露。由于一回路水装量得不到补充，堆芯传热进一步恶化，在事故后92.8 h时，堆芯出口温度达到650 ℃，在事故后93.7 h时，燃料包壳峰值温度达到1 204 ℃，堆芯面临熔毁风险。

图16　工况C燃料包壳峰值温度（72～96 h）

图17　工况C 蒸汽发生器二次侧坍塌水位（72～96 h）

可以看出，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵投入失败，PRS可以成功运行，则一回路热量将通过PRS被有效导出；若PRS运行失效，在无其他缓解措施的情况下，堆芯将面临熔毁风险，不过与工况A相比，随着堆芯衰变热的下降及PRS的前期投入，工况C堆芯熔毁时刻将得到延迟。

5.4　工况D

工况D的事件序列如表5所示，主要参数变化趋势如图18～图21所示。

表5　工况D事件序列

图18　工况D一回路压力

功率运行工况下0 h时刻发生丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故，当主泵转速低低定值达到后，控制棒下插，反应堆紧急停堆，主汽轮机进汽阀关闭，汽动辅助给水泵投入运行。在汽动辅助给水泵成功运行的6 h内，一回路热量通过蒸汽发生器大气释放阀被有效排出，一回路压力、温度、水位都维持在相对稳定的状态。

图19　工况D反应堆压力容器坍塌水位

图20 工况D燃料包壳峰值温度

图21　工况D 蒸汽发生器二次侧坍塌水位

假设事故后6 h时汽动辅助给水泵运行失效，延迟60 s后PRS启动阀打开。PRS投入后，一回路热量通过PRS被有效导出，一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势，堆芯则始终处于淹没状态；当PRS投入后，蒸汽发生器二次侧压力也呈现出逐渐下降的变化趋势。

可以看出，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵可以成功运行，则一回路热量将通过蒸汽发生器大气释放阀被有效排出；若汽动辅助给水泵运行失效，但PRS投入成功，则一回路热量将通过PRS被有效导出。

6　结论

研究结果表明，在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下，若汽动辅助给水泵可以成功运行，则堆芯热量可以被有效排出，一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态；若非能动余热排出系统投入成功，则堆芯热量同样可以被有效排出，一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势，堆芯则始终处于淹没状态；若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败，一回路压力、温度将会上升，而堆芯则会发生裸露，面临熔毁风险。

研究结果也表明，在不同应对措施组合下，丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的，如果丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施实施得当，电厂可以有较长的丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对时间；如果电源恢复时间已超出了电厂的应对能力，或者某一安全功能丧失并且未及时恢复，将发生堆芯熔化，事故演变成严重事故。

本文的研究可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

致谢

感谢中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室对本研究的支持。

［1］ Yinnan Cai. Multiunit nuclear power plant accident scenariosand improvements including those based upon interviews with TEPCO engineers concerning the 2011 Fukushima accidents［J］．Nuclear Engineering and Design，2020，365：110707.

［2］ 裴亮．核电厂全部丧失热阱事故风险分析及其缓解措施研究［J］．核动力工程，2018，39（06）：74-78.

［3］ 陈巧艳．百万千瓦级核电厂超设计基准事故对策分析［J］．核动力工程，2017，38（03）：154-157.

［4］ Z Tabadar. Probabilistic safety assessment of portable equipment applied in VVER-1000/V446 nuclear reactor during loss of ultimate heat sink accident for stress test program development［J］．Progress in Nuclear Energy，2019，117：103101.

［5］ 张晓华．RELAP程序用于PRS分析的适用性研究［J］．核动力工程，2019，40（06）：189-193.

［6］ 李峰．华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证［J］．核动力工程，2019，40（S1）：28-31.

Analysis on Countermeasures for the Accident of Loss of AC Power Plus Loss of Ultimate Heat Sink

HOU Liqiang，ZHANG Ming，LI Feng，LIU Yize，LUO Wei，LIU Zhaodong，LI Chunmei，ZHENG Hongtao

（Science and Technology on Reactor System Design Technology，Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610213，China）

In order to analyze the countermeasures for the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, the integrated model of an advanced PWR has been built. As to the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, the mitigation effect of different countermeasures has been analyzed. The results show that in the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink, if the steam-driven auxiliary feed water pump works, the heat can be removed effectively and the pressure, temperature and water level of the primary coolant system (PCS) will remain stable. If the passive residual heat removal system (PRS) works, the heat can be removed effectively, the pressure and temperature of the PCS will descend and the core will be covered all the time. If both the steam-driven auxiliary feed water pump and the PRS fail, the pressure and temperature of the PCS will rise and the core will be uncovered, which may lead to the damage of the core. The results also show that the time available for answering the accident of loss of AC power plus loss of ultimate heat sink is different in the cases of different countermeasures. This study can offer technical support for improving the key technique of advanced PWR.

Loss of AC power; Loss of ultimate heat sink; Advanced PWR; Countermeasures

TM623

A

0258-0918（2021）06-1251-09

2020-10-18

侯丽强（1989—），山西吕梁人，工程师，硕士，现从事反应堆热工水力与安全分析方面研究