基于现实的AP1000失去二次侧给水事故机理分析

王保生

(大亚湾核电运营管理有限责任公司,广东 深圳 518124)

AP1000是先进的第三代核电堆型，其设计特点是大量采用非能动设计。这些非能动系统的设计大大提高了核电厂的固有安全性。从系统分析上看，AP1000已经很安全，但从核电厂运行的角度看，需求的不仅仅是安全或堆熔频率，还需要从贴近核电厂实践的角度分析事故的机理，从而分析如何更好地控制机组和更符合电厂的实际需求。

蒸汽发生器失去二次侧给水是AP1000一种典型的始发事件，预期在核电厂的运行中会发生一次或数次，很多专家对此进行了研究[1-4]。这些研究使用的事故假设都是保守的，不考虑非安全设备的正面作用。在电厂实际运行过程中，机组的现实配置都包含了非安全设备。在事故发生时，这些非安全设备在事故的处理阶段可能带来干扰，但如果能充分考虑非安全设备的作用，则可能为机组的控制带来极大的便利。

本文选取AP1000二回路失去给水的事故进行研究，通过分析事故的整体过程，对研究事故的机理进行研究，探讨当前事故控制存在的问题，并提出事故控制优化的方向。

1 事件的假设初态

AP1000机组，在25%Pn功率运行。蒸汽发生器的主给水突然丧失，反应堆由于蒸汽发生器液位低而停堆。启动给水系统投入后，因意外失去。这时的主要参数的变化情况是：反应堆停堆后，一回路温度压力均正常下降。蒸汽发生器压力在大气释放阀组投入后稳定在设定值，由于启动给水的冷水效应及二回路用汽，蒸汽发生器压力轻微下降。一回路由于温度下降而收缩，蒸汽发生器液位也同步收缩。

随后事故进程的主要阶段是：非能动余热排出系统(PRHR)自动投入；S信号触发；堆芯冷超压；一回路泄压；稳压器水位降低。

2 事故机理分析

2.1 PRHR自动投入

PRHR的主要功能就是为反应堆提供应急堆芯衰变热移除，可以用于运行瞬态、事故工况或者任何通过蒸汽发生器的正常余热排出路径失效的情况，在正常余热排出路径失效的事故缓解中起到主导作用。

设计上，在蒸汽发生器失去了正常余热排出功能(蒸汽发生器液位低叠加启动给水流量低)，PRHR就会自动投入。

PRHR从一回路热端引出，通过热交换器后回到蒸汽发生器下封头冷端。

有研究表明[1]，由于主泵驱动压头的存在，在PRHR投运后，PRHR的换热能力高达150 MW(见图1)。在不进行干预的情况下，约20 min后，一回路达到S信号定值。

图1 PRHR功率[1]Fig.1 PRHR power[1]

实际上，由于停堆后一回路温度的降低，叠加启动给水的冷水效应，在PRHR投运后可能在几分钟内一回路即达到触发S信号的定值。

2.2 S信号触发

S信号触发后，会触发一系列的自动保护信号，其中包括隔离蒸汽发生器二次侧给水及用汽、停运主泵、触发PRHR、启动堆芯补水箱(CMT)等。AP1000的S信号与M310机组的安注信号类似[5,6]。AP1000与M310机组对应的安注信号触发的自动动作简单对比如表1所示。

表1 AP1000与M310安注信号自动动作比较Table 1 Comparison of Automatic Actions of AP1000 and M310 triggered by safety injection Signals

在AP1000机组上，一回路冷端温度低至263 ℃即触发S信号。而在M310机组上，安注信号触发需要一回路平均温度低(284 ℃)耦合二次侧蒸汽流量高或蒸汽压力低。相对而言，AP1000在触发安注动作的设计上更保守；M310机组在安注启动的判断上考虑更多参数。

因为蒸汽发生器的冷却功能不再作为安全功能，所以，S信号自动隔离了蒸汽发生器的给水侧及蒸汽侧，而作为防止二次侧超压的安全阀及大气释放阀组则予以保留。这种自动动作可有效应对蒸汽发生器二次侧破口及U型管破口事故。通过这些自动动作，不再要求操纵员立即手动隔离蒸汽发生器。

但是，蒸汽发生器的隔离也使得二次侧的热量无法传递出去，蒸汽发生器实际成为了一个热源，其温度甚至可能高于堆芯的温度。由于S信号使得主泵跳闸，一回路丧失强迫循环，一回路整体布局形成堆芯、蒸汽发生器两个热源，PRHR一个冷源的结构。

内部换料水箱(IRWST)位置略高于堆芯，从一回路热端引出的热水在IRWST中被冷却后自然循环回流至蒸汽发生器下封头冷端，此时PRHR仅冷却堆芯。这个回路旁路了蒸汽发生器，对堆芯的冷却效率更高。

堆芯补水箱启动后，冷水依靠重力及自然循环直接注入堆芯，更进一步对堆芯造成冷却。M310机组的高压安注是通过冷端注入堆芯。而AP1000的启动堆芯补水箱是直接注入堆芯。这种直接注入堆芯的方式虽然冷却堆芯更有效，却也给压力容器带来了更大的热冲击。

从图2可以看出PRHR和CMT在事故期间的整体运行情况。

由于蒸汽发生器成为一个热源，在整体上，一回路失去自然循环，实际造成了一回路两分：堆芯部分和蒸汽发生器部分。蒸汽发生器与一回路其他部分没有了热交换。一回路参数开始紊乱，温度参数不具备整体的代表性，只能代表测量点的温度。由于压力具有快速传递的特性，一回路各处的压力基本保持一致。

图2 PRHR和CMT运行情况Fig.2 The operation of PRHR and CMT

2.3 堆芯冷超压及一回路泄压

在一回路两分的情况下，叠加PRHR的冷却及堆芯补水箱(CMT)的冷水注入，堆芯部分的温度快速下降，同时蒸汽发生器部分一次侧、二次侧温度保持不变。在安注时，一回路压力最初因堆芯收缩下降，后因为蒸汽发生器温度不变，膨胀使一回路压力倾向保持不变。在一回路温度和压力的共同作用下，堆芯过冷度急剧增加，压力容器受到承压热冲击及出现冷超压。

为避免冷超压带来的风险，根据AP1000事故程序，需要执行应对带压热冲击即将发生的响应规程。 即通过自动泄压系统(ADS)对一回路进行手动降压至3.2 MPa。

由于蒸汽发生器二次侧之前一直没有进行泄压，蒸汽发生器内一二次侧水温基本一致，一旦一回路压力低于蒸汽发生器的压力，蒸汽发生器的一次侧将发生汽化；蒸汽发生器一次侧汽化形成汽腔。多余的一回路水进入稳压器，稳压器出现满溢。没有满足给水流量丧失事故下稳压器不能满溢的限制准则[7]。

此时，一回路彻底分为两个部分：水实体侧的堆芯及稳压器部分、带汽腔的蒸汽发生器一次侧部分。

2.4 降低稳压器水位

为了降低稳压器液位，根据事故规程，可以通过上充下泄管线建立稳压器液位，必要时需开启压力容器顶盖排气阀，将压力容器顶盖可能存在的汽体排放至IRWST。

显而易见，在蒸汽发生器存在汽腔的情况下，无论通过上充下泄管线还是通过压力容器顶部阀门的排汽对降低稳压器液位是无效的，只能降低蒸汽发生器汽腔的液位。压力容器顶部排气及PRHR逐渐失效导致堆芯过冷度下降，甚至可能导致堆芯过冷度为0 ℃。

在一回路两分情况下，降低稳压器水位最简单、最直接的方法就是尽快恢复二回路的冷却功能。这时，主要的注意事项是，降温不能过快，避免造成稳压器水位降低过快，从而造成保护系统的再次投入。

3 结论

从上面的事故机理分析可知，在有主泵驱动压头情况下，PRHR的冷却功能极强，PRHR投入后很容易造成一回路温度快速降低并触发S信号。在机组实际控制过程中应注意避免PRHR自动投入。

由于S信号的触发，在AP1000针对堆芯多重冷却的作用下，压力容器受到承压热冲击及出现冷超压，从而威胁到压力容器的完整性。根据事故规程进行泄压后将导致一回路两分及稳压器满溢。现有规程通过压力容器顶部排汽阀无法降低稳压器水位，且容易导致堆芯过冷度降低到0 ℃。在事故处理过程中应充分理解一回路两分的事故机理，并尽快投入蒸汽发生器的冷却功能，避免自动泄压系统的投入。

由于S信号的设置没有考虑耦合其他参数，在AP1000的后续运行过程中，S信号可能还会触发，需要关注因此带来的瞬变次数的限制。在反应堆保护设置时应尽可能均衡配置，避免过度保守。