国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

贾 斌，高新力，孟利利，石兴伟，靖剑平，马 帅

(生态环境部核与辐射安全中心 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室，北京 102488)

国产先进压水堆是以我国三十余年核电厂科研、设计、建造、调试、运行经验和近年来核电发展及研究领域的最新成果为基础，融合借鉴国际先进三代核电技术[1]的设计理念，充分汲取福岛核事故[2]经验反馈，具有完善的严重事故预防和缓解措施的先进堆型。

目前有关国产先进压水堆的核安全审评工作已经在生态环境部核与辐射安全中心(简称：核安全中心)开展。相比于传统2代及2代加核电机组，国产先进压水堆在缓解设计基准事故方面的重大变化是取消高压安注系统，加入二次侧快速冷却系统，事故过程中通过快速冷却系统的运行将一次侧压力和温度迅速降低，实现中压安注系统的尽早启动。针对这一变化，审评人员对快速冷却系统的运行性能提出了质疑，需要开展试验或计算分析以验证。

SGTR事故[3，4]是指由于蒸汽发生器(SG)一根U型传热管完全断裂造成的冷却剂丧失速率超过补给系统正常补水能力的冷却剂装量减少事故。假设事故发生时反应堆处于功率运行，由于带有放射性的冷却剂经由破口流入二次侧，这将导致二回路系统放射性增加。如果在事故期间核电厂丧失厂外电源或者冷凝器蒸汽旁排失效，放射性将通过蒸汽发生器大气释放阀或安全阀排至大气中。这意味着核电厂同时失去两道安全屏障(冷却剂压力边界和安全壳)的完整性，是一种放射性释放较为严重的事故。在缓解国产先进压水堆SGTR事故的过程中，二次侧快速冷却系统是非常重要的专设安全设施。

RELAP(reactor excursion and leak analysis program)[5]系列软件是美国爱达荷(Idaho)国家工程实验室(INEL)为NRC开发的轻水堆瞬态分析程序，可模拟压水堆系统的瞬态过程，其范围包括失水事故、失流事故、给水丧失事故及未能紧急停堆的预期瞬态、失去厂外电、全厂断电、汽轮机脱扣等核电厂瞬态和事故，几乎覆盖了核电厂所有的热工水力工况。RELAP程序系列的最早版本是1966年的RELAPSE(Reactor Leak and Power Safety Excursion)。20世纪80年代发布的RELAP5/mod3版本，是世界上应用最为广泛的热工水力系统程序。RELAP5/mod3.3版本是由美国NRC于2001年，经过大量的实验数据和运行经验反馈，对RELAP5系列程序的升级和改进后发布的，在国内和国际均具有广泛应用。在核安全中心，RELAP5/mod3.3是主要的事故分析计算工具。

因此，基于以上描述和我们之前已经开展的相关工作[6-8]，我们应用RELAP5程序从事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两个角度分别开展了国产先进压水堆SGTR事故分析研究，重点分析国产先进压水堆SGTR事故的特点和二次侧快速冷却系统的运行性能。

1 分析模型

依据国产先进压水堆的系统设计，应用RELAP5程序在SNAP[9]界面下建立全系统模型，模型包括堆芯系统、稳压器系统、主蒸汽管道系统、二次侧快速冷却系统、安注系统、上充下泄系统、轴封系统以及三个环路系统，每个环路由一个热管段、一个过渡段、一个冷管段、一台主冷却剂泵和一台SG组成。图1为SNAP界面下机组RELAP5模型的节块示意图。

图1 SNAP程序中国产先进压水堆系统节块示意图Fig.1 Domestic Advanced PWR RELAP5 Model Nodal Diagram under SNAP Interface

为了模拟SGTR事故，需要在一台SG的U型传热管上设置一个破口，与二次侧水空间相连，进而实现一次侧向二次侧泄漏的模拟。由于位于蒸汽发生器冷段侧的破口比热段侧的破口具有更大的初始破口流量，所以将破口设置在位于蒸汽发生器管板上部的传热管出口处(冷段)的单根传热管上，并且为双端断裂。如图1所示，在机组正常运行下，单根传热管连接二次侧的阀门12、14处于关闭状态，阀门18开启，保证单根传热管与SG冷却剂出口封头的连接；SGTR事故发生后，阀门18关闭，阀门12、14开启，形成一次侧向二次侧的泄漏。

2 分析假设

本分析分别针对国产先进压水堆SGTR事故的两种危险工况开展，具体如表1所示。

表1 国产先进压水堆SGTR事故工况列表Table 1 Situations of SGTR Accident for Domestic Advanced PWR

2.1 总体分析假设

(1)初始工况

对于反应堆初始功率，5%NP下蒸汽发生器二次侧初始水装量较102%NP下蒸汽发生器二次侧初始水装量大，并且事故初期不考虑蒸汽发生器水位调节，因此5%NP工况下破损蒸汽发生器将更容易满溢；同时，对初始功率为5%NP的工况，事故开始时就假定汽轮机停运，而且蒸汽旁排不可用，含有放射性的气体即通过大气释放阀排放到大气，这大大增加了向环境的蒸汽排放量。因此，本分析选择初始功率定为5%NP工况。

同时，除了初始功率外，其他的一些初始参数也需要保守选取，包括：一、二次侧压差，冷却剂平均温度，稳压器压力，稳压器水位等等。

(2)初因事件和功能假设

蒸汽发生器一根传热管在0 s时刻发生双端剪切断裂。

功能假设主要如下：

1)安注系统流量取最大；

2)在主给水停运信号产生后，经过一保守的时间延迟(7 s)后，主给水泵停运；

3)辅助给水温度和流量取最大值以利于蒸汽发生器满水和降低蒸汽发生器一、二次侧的传热；

4)假定冷凝器不能用。完好蒸汽发生器的大气释放阀可用于一回路的冷却；

5)化学容积控制系统(RCV)保守设置，包括：上充流量、下泄流量和轴封流量。

(3)单一故障

假设完好蒸汽发生器的一个大气释放阀开启失效。

(4)控制和保护系统

对于初始功率为5%NP的工况，事故开始后，稳压器水位不断降低，蒸汽发生器水位不断上升。由于蒸汽发生器水位自动控制失效，因此蒸汽发生器水位上升到蒸汽发生器水位高高。该信号触发主给水泵停运，然后主给水流量低信号启动辅助给水电动泵。蒸汽发生器水位高高和稳压器水位低低符合触发反应堆紧急停堆，随之隔离相应蒸汽发生器的辅助给水。

(5)操纵员干预

假设在反应堆紧急停堆后30 min操纵员开始动作。首先，操纵员识别并隔离破损蒸汽发生器；然后，操纵员通过冷却一回路系统、停中压安注和采用稳压器喷淋降低一回路压力来减少破损蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。

2.2 两工况分析假设区别

由于两种工况考虑的危险不同，保守假设也有所区别：

工况1不考虑丧失厂外电，在事故进程中主泵正常运行，稳压器正常喷淋可用；

工况2考虑停堆时丧失厂外电，这将导致主泵惰转以及稳压器正常喷淋不可用，将启动稳压器辅助喷淋系统。

3 分析结果

工况1得到的事件序列见表2，事故过程中主要参数变化趋势如图2所示。工况2得到的事件序列见表3，事故过程中主要参数变化趋势如图3所示。

图2 国产先进压水堆SGTR事故工况1主要参数变化趋势Fig.2 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.1

表2 国产先进压水堆SGTR事故工况1序列Table.2 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.1 for Domestic Advanced PWR

表3 国产先进压水堆SGTR事故工况2事故序列Table.3 Sequence of Events of SGTR Accident Situation No.2 for Domestic Advanced PWR

两种工况在分析假设上存在差别，会导致事故进展速度和最终结果产生差异，但重点参数的总体变化趋势是一致，现以工况1为例具体描述一下事故进程。

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0 s时刻破口发生，冷却剂由破口向破损SG二次侧流入，导致稳压器水位、压力迅速下降，破损SG水位开始升高，如图2(b)、图2(c)和图2(j)所示。根据保守假设汽轮机在事故开始就停运，蒸汽旁排也不可用，SG依靠大气释放阀向外界进行质能排放，对一回路冷却剂进行冷却，同时上充下泄系统以最大上充流量向一回路补充冷却剂，如图2(d)所示，目的在于延缓稳压器压力和水位的下降，进而延迟停堆，恶化事故后果。

随着稳压器水位低低和破损SG水位高高信号全部达到，反应堆停堆，同时隔离主给水，启动辅助给水，如图2(h)所示。辅助给水以最大流量注入，利于蒸汽发生器满水和降低蒸汽发生器一、二次侧的传热，恶化事故后果。但由于破损SG水位已达高高，同时叠加稳压器水位低低信号，破损SG的辅助给水被隔离。

随着事故发展，稳压器压力低低信号达到，安注信号触发，而此时由于一回路压力过高，导致安注无法注入。延迟10 s后快速冷却开始，SG大气释放阀开始逐渐降低开启整定值，实现对一回路快速降温降压，保证中压安注的有效注入。如图2(c)、图2(e)和图2(g)所示。

当堆芯出口过冷度达到整定值，第一列安注泵停止，如图2(e)所示。

在停堆30 min后，操纵员开始干预，上充隔离[见图2(e)]，破损SG隔离，破损环路二次侧大气释放阀关闭，快速冷却停止，操纵员通过手动调整完好SG大气释放阀的开启整定值继续实现100 ℃/h的一回路降温目标。在程序模拟计算中，此过程仍然依赖程序自行完成，只是关闭了破损SG的大气释放阀。此后破损SG的压力开始迅速上升，如图2(c)所示。

之后随着堆芯出口过冷度的进一步升高，操纵员启动稳压器喷淋[见图2(f)，在工况2中正常喷淋不可用，启动辅助喷淋，图3(f)]，进而导致稳压器压力迅速降低[见图2(c)]，稳压器水位开始回升[见图2(b)]，破损SG压力与一回路压力不断趋于平衡，甚至由于稳压器喷淋的原因，导致部分时间里破损SG压力大于一回路压力，造成了破口流量的逆流[见图2(a)]。

表4中给出了两种工况计算结果的主要差异。

表4 两种工况计算结果主要差异Table4 Main Difference of the Two Situations

图3 国产先进压水堆SGTR事故工况2主要参数变化趋势Fig.3 Main Parameters Changes in the Process of SGTR accident Situation No.2

如表4所示，工况1的大气质量释放大于工况2，这是由于主泵的持续运转，堆芯余热向二次侧的传递速度快，导致在事故前期工况1破损SG二次侧工质能量高于工况2。而破损SG的大气质量释放集中在事故前期(事故开始至操纵员干预后隔离破损SG)，所以就导致工况1发生了更大的大气质量释放。最终，通过对比安全分析报告中的计算结果[10]，本分析的放射性后果是在可接受剂量水平限值范围内。

工况2的破损SG最高水位大于工况1，与工况1相反，在工况2中由于叠加丧失厂外电，停堆后主泵开始惰转，堆芯余热向二次侧的传递速度慢，导致在事故前期工况2破损SG二次侧工质能量低于工况1，在减缓大气释放的同时，大量冷却剂滞留在破损SG的二次侧，导致工况2破损SG水位高于工况 1。事故后期随着操作员开始干预，破损SG隔离，由于工况2正常喷淋不可用，辅助喷淋能力要弱于正常喷淋，弱化了对一次侧的降压能力，导致工况2的一次侧长时间处于高压状态，增大了破口流量，导致工况2破损SG水位进一步高于工况1。最终，工况2得到的破损SG上部空间最高水位为5.687 m，低于SG的最高水位，没有发生满溢。

4 结论

本工作应用RELAP5程序分别对国产先进压水堆SGTR事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了计算分析。分析结果表明，对于工况1，由于主泵的持续运转，堆芯余热向二次侧的传递速度快，会造成更大的质量释放；对于工况2，由于叠加丧失厂外电，导致主泵不能正常运行和稳压器正常喷淋不可用，造成破损SG更大的水装量。

然而总体来看，当国产先进压水堆发生SGTR事故时，机组通过启动运行相关的安全设施包括：安注系统、辅助给水系统、二次侧快速冷却系统、稳压器喷淋系统、上充下泄系统等，可以有效缓解事故后果，实现安全停堆、堆芯余热导出等安全目标。最终，破口流量终止[见图2(a)、图3(a)]，破损的蒸汽发生器不会发生满溢现象[见图2(j)、图3(j)]。后期通过对放射性释放的环境影响评价分析，表明事故造成的放射性释放在相应的安全限值标准范围内。

二次侧快速冷却系统作为国产先进压水堆独特且重要的专用安全设施，具有良好的运行性能。国产先进压水堆虽然没有高压安注系统，但通过二次侧快速冷却系统的运行，可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却，进而使中压安注系统可以尽快投入使用，保证了对事故后果的及时缓解。

致谢

本文承蒙大型先进压水堆核电站国家科技重大专项《核动力厂安全分析用计算机软件评估基准题及共享平台开发》(编号：2019ZX06005001)项目资助，特此感谢。

同时感谢国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室为本研究提供的支持和帮助。