VVER 核电厂充排事故管理策略研究

彭欢欢

（中国核动力研究设计院 设计所，四川 成都 610000）

0 引言

超设计基准事故（BDBA）是由设计基准事故没有考虑的始发事件引起的事故， 或者是设计基准事故叠加安全系统超出“单一故障”准则的故障，这些安全系统故障可能是由电厂工作人员的错误决定引起的。 应急运行规程是基于事件导向的， 或基于对引起事故的事件初始诊断。 对于超设计基准事故基于事件导向的应急运行规程不能恰当或有效地处理时，需要依据事故状态的严重性和安全系统的可用性， 使用状态导向规程以避免、限值或延缓堆芯损坏及后续放射性的释放。

田湾电厂沿用了俄罗斯人开发的纯事件导向的规程，其应对超出假想事件的能力较差，需要开发状态导向规程，来处理超设计基准事故。

完全丧失给水、全厂断电[1]等典型的高压事故序列，二回路带热失效情况的下，一二回路传热恶化，一回路压力升高，稳压器安全阀自动开启，一回路冷却剂通过稳压器安全阀丧失，堆芯水位逐渐下降。 在此过程中反应堆冷却剂系统压力始终维持在较高的状态，堆芯没有有效的冷却措施，余热无法顺利导出，最终导致堆芯损伤。 此时可采取充排措施，缓解事故进程[2]。 对完全丧失给水之类安注可用的事故，充排的目的在于卸压使安注注入，防止堆芯损坏；而全厂断电，则主要是卸压，为恢复电源争取时间。

充排的时机十分关键， 充排过早会造成安全壳内不必要的污染，充排过晚可能无法缓解事故[3]。 且系统配置如安全阀开启列数以及安注投入列数等也会影响事故进程从而影响充排时机，因此，需要对充排时机进行敏感性分析，对充排方案进行优化，确定充排事故管理策略，为状态导向规程的开发提供技术支持。

1 充排操作信号选取

为确定充排操作信号， 研究充排事故管理策略，选取完全丧失给水和全厂断电事故进行分析。表1 和表2给出了完全丧失给水及全厂断电事故不采取充排措施的事故进程。 从结果可以看出，在不采取充排措施的情况下，堆芯余热无法导出，燃料包壳温度分别在4 725 s和9 220 s 超过了1204℃限值，堆芯发生损坏。

表1 事件序列

表2 事件序列

根据 M310 电厂 SPI/U/SPU 规程的经验， 选取“堆芯出口温度”这一参数作为执行充排操作的指示信号。 那么，对于VVER 核电厂充排操作指示信号的选取，需要进行相应的分析。 根据VVER 核电厂完全丧失给水和全厂断电事故分析结果， 图1 和图2 给出了VVER 电厂完全丧失给水及全厂断电事故不采取充排措施情况下堆芯出口温度、 燃料包壳温度随时间的变化。

图1 各参数随时间的变化（LOWF）

图2 各参数随时间的变化（SBO）

从图中可以看出，对LOFW 事故，堆芯出口液体温度约在3 140 s 达到饱和温度（约355 ℃），随后在很长一段时间（约1200 s）内都处于饱和状态，直到4 340 s堆芯出口气体温度开始升高，形成过热蒸汽，而此时堆芯燃料包壳温度也迅速升高，在很短时间（400 s）内从饱和温度升高到限值1 204 ℃。 对SBO 事故，堆芯出口液体温度约在7 400 s 达到饱和温度， 直到8 800 s 左右形成过热蒸汽， 燃料包壳温度在很短时间（420 s）内升至1 204 ℃。 虽然对不同的事故序列其事故进程存在一定的差异，但其堆芯出口冷却剂维持饱和状态的时间相当；燃料包壳最高温度急剧升高到达到限值1 204 ℃的时间也相当。 说明堆芯出口温度的变化能够密切反应燃料包壳温度的变化。

2 充排事故管理策略方案研究

充排事故管理策略，主要是确定合适充排时机，充排过早会造成安全壳不必要的污染（稳压器卸压箱爆破后导致放射性的释放）， 充排过晚可能无法缓解事故。 需要考虑以下几个因素，得到最优化的充排方案：

（1）适用于所有需要进行充排的事故。

对完全丧失给水和小LOCA 之类的安注可用，需防止堆芯损坏；对全厂断电，需为恢复电源争取时间。

（2）设备可靠性（系统配置）。

稳压器安全阀PROV 列数、安注列数等。

（3）人员可靠性。

操纵员时间窗口 （给操纵员留一定的时间裕量，减少人误）。

根据上节的分析可知，LOFW 事故中， 堆芯出口液态水从达到饱和状态约355 ℃到燃料包壳温度超过限值1 204 ℃时间约为1 600 s；而SBO 事故堆芯出口液态水从达到饱和状态约355℃到燃料包壳温度超过限值1 204 ℃时间约为1800s。 通过计算分析，开一列安全阀大概需要2 600 s 才能将一回路压力降低到7.9 MPa，开两列安全阀大概需要1 200 s，开三列安全阀大概需要九百多秒。 开一列安全阀卸压到7.9 MPa所需时间较长，卸压能力可能不够，影响事故的缓解。

下面对完全丧失给水和全厂断电事故进行充排方案的热工水力分析。

2.1 完全丧失给水充排方案

2.1.1 方案设计

对于完全丧失给水事故充排的目的是卸压使安注及时注入，保守考虑一列高压安注有效。 采用“堆芯出口温度”作为充排的指示信号，选取堆芯出口冷却剂过冷（340 ℃和 350 ℃）、饱和（355 ℃）、饱和到过热之间（355 ℃后 10 min）、过热（360 ℃）这五个时间点为充排信号，考虑操纵员诊断、执行操作等时间延误为2 min，打开安全阀进行充排，对应的充排时间见表3。 分别计算开启一列、 两列和三列安全阀情况下的事故进程，表4给出了各方案燃料包壳峰值温度及对应时间。

表3 充排时间

2.1.2 事故分析结果

表4 分析结果

从分析结果可以看出，在只有一列高压安注有效的情况下，只开启一列安全阀，卸压能力不足，安注未能及时注入，堆芯很快发生损坏；开启两列安全阀，堆芯出口温度355 ℃后10 min（饱和到过热之间）及360 ℃（过热）”整定值充排的方案，由于卸压过晚，安注未能及时注入，燃料包壳温度超过限值，堆芯发生损坏；开启三列安全阀，堆芯出口温度360 ℃”整定值充排的方案，堆芯发生损坏；其他方案，安注及时注入冷却堆芯，使燃料包壳温度迅速降低，确保堆芯的完整性。

而“堆芯出口温度355 ℃”整定值充排的方案，两列安全阀开启的情况，燃料包壳最高温度虽未超过限值，也达到了1110.1 ℃的高温，接近1 204 ℃的限值。考虑一定的人员可靠性，该方案安全阀如果不能在整定值信号后2 min 内开启，事故可能不能得到缓解。因此需要对操纵员操作时间窗口进行敏感性分析，在保证事故缓解成功的同时，还应给操纵员动作留有一定的裕量。

2.1.3 操纵员时间窗口

充排操作完成所需的时间应该包括诊断、执行操作的时间以及措施起作用的时间。 从人员可靠性分析的角度，在保证事故缓解成功的前提下，还应使操纵员有充足的时间窗口执行操作。

选取以“堆芯出口温度350 ℃和355 ℃”整定值为充排信号，计算操纵员充排时间窗口。 分别计算开启两列和三列安全阀，一列、两列及四列高压安注投入情况下，操纵员进行充排操作的时间窗口，分析结果见表5 和表6。

表5 时间窗口（350 ℃）

表6 时间窗口（355 ℃）

计算结果表明，以“堆芯出口温度350 ℃”整定值为充排信号，除只有一列高压安注有效，两列安全阀有效的情况， 操纵员必须在10 min 之内完成充排操作，其他情况下，操纵员都有25 min 完成操作来缓解事故进程。 而以“堆芯出口温度355 ℃”整定值为充排信号，对于只有一列高压安注有效，两列安全阀有效的情况， 根据计算结果， 充排信号5 min 后开启安全阀，燃料包壳温度都超过了1 204 ℃限值，操纵员执行充排的时间窗口不到5 min。

2.2 全厂断电充排方案

2.2.1 方案设计

全厂断电事故充排的目的是对一回路卸压，使安注箱注入，为恢复电源争取时间。 以“堆芯出口温度”350 ℃、355 ℃、355 ℃后 10 min 和 360 ℃整定值作为充排指示信号，同样考虑操纵员诊断、执行操作等时间延误为2 min，打开安全阀进行充排，对应的充排时间见表7。 分别计算开启一列、两列和三列安全阀，在一列、两列及四列安注箱有效情况下的事故进程。 分析结果表明，与完全丧失给水事故一样，一列安全阀卸压能力不足，堆芯很快损伤，表8 给出了两列和三列安全阀开启情况下不同方案堆芯损坏时间。

表7 充排时间

2.2.2 事故分析结果

表8 分析结果

图3 燃料包壳温度随时间变化（3PROV-1ACC）

图4 燃料包壳温度随时间变化（2PROV-2ACC）

从敏感性分析结果来看，对开启两列安全阀，只有一列安注箱有效的情况，安注箱注入时间过晚，燃料包壳温度迅速升高超过限值， 该充排方案基本起不到缓解事故的作用。 对 “堆芯出口温度”355 ℃后10 min 和360 ℃进行充排的方案中， 开启三列安全阀（一列安注箱有效）和开启两列安全阀（两列安注箱有效）的情况，燃料包壳温度第一次温升就超过了限值1 204 ℃，如图3 和图4 所示。

四列安注箱有效的情况，在“堆芯出口温度360 ℃”整定值信号进行充排，开启两列PROV，堆芯能维持完好状态的时间最长（15 712 s），即4 个多小时。

3 结论

通过对VVER 电厂完全丧失给水和全厂断电事故充排事故管理策略的分析研究，得到以下结论：

（1）一列安全阀的卸压能力不足，安注未能及时注入，堆芯熔化，必须保证两列及以上安全阀成功开启才能卸压到安注或安注箱可以注入的压力；

（2）综合考虑不同因素，建议以“堆芯出口温度350℃”整定值作为充排操作信号，此时操纵员有较长的时间执行操作，减少人误；

（3）对全厂断电事故，根据系统配置优化充排时机，堆芯可保持完好状态约4 小时，操纵员应尽快恢复电源缓解事故。