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1、一一压水堆核电站停堆工况硼失控 稀释事故风险研究柯国土许汉铭中国原子能科学研究院,北京,摘要以我国大亚湾核电站为例,对压水堆电站停堆工况下硼失控稀释的潜在事故谱进行 了系统的分析并归类,然后采用方法并基于法国核电站堆年运行经验反馈数据,对其潜在事故风险进行了定性和定量评价,提出了有针对性的降低事故风险的建议和措施。形,一,引言自从切尔诺贝利事故后,反应性事故研究再次成为核工业界瞩目的焦点。各国核安全当局要求重新审查安全分析报告中的所有反应性事故,以及核电站用来缓解反应性事故后果的相关安全系统、安全措施包括事故规程和堆芯的固有安全性。研究结果表明,停堆工况下,控制棒失控抽出,控制棒失控弹出等反应
2、性事故均象人们设计基于设计基准事故时所期望的那样,其潜在风险很小,而那些由于操纵员误操作,没有遵守规程,或规程缺陷等设计和运行上的不当造成的意外硼稀释事件 的潜在风险不容忽视,尤其是一团低硼浓度 的水穿过堆芯的快速硼稀释事故,其后果非常严重。尤其令人优虑的是该类事故在原先 的安全设计中没有被考虑或至少重视程度不够,缺乏 必要 的软硬件上的安全防范措施。实际上,在停堆运行 中,涉及硼稀释的操作大多为手动操作很多。繁多的手动操作是导致硼稀释事故 的主要根源。而且,在绝大部分停堆工况下,所有控制棒均己插入堆芯,此时,如果又发生快速硼稀释 的大反应性引入事故,其后果难以想象。可见,停堆状态不仅是硼稀释
3、事件发生频率较高的运行状态,而且其后果也较功率运行中严重。世界各国的核电站运行经验反馈结果也充分说明了这一点,。本文以大亚湾核电站为例,对其发生在停堆工况下的意外硼稀释事故包括冷水事故进行分析。目的在于评价压水堆核电站该类事故风险大小,考察核电站应付此类事故的能力,从而得到有针对性的建议及改进措施。初因事件评价初因发生时电站运行状态确定的运行技术规格书将所有电站运行状态区分为九种标准运行状态,对每一种运行状态规定了具体的运行参数及其变化范围,以及所需的设备系统和功能等。本研究将分析除换料停堆状态外的所有停堆运行工况,包括热停堆、中间停堆、正常冷停堆及维修冷停堆。为了便于风险评价,根据各种安全系
4、统包括保护信号在各运行工况下的状态,将规格书中定义的种停堆运行工况进行了适当的调整,得到了本文风险分析中所采用的反应堆运行状态。具体定义及代号见表。表中各状态运行时间取 自文献【。表风险分析中所采用的反应堆运行状态状状态态处该状态年平均时间间说明明代代号号讨堆年年年状状态包括热停堆及部分正常中间停堆直至,状状态其余正常中间停堆直至投运条件状状态双相及单相中间停堆和正常冷停堆堆状状态维修冷停堆堆状状态包括状态和状状态包括状态和子初因事件分析识别停堆工况下可能导致冷却剂意外硼稀释的潜在事故源需从下列几方面着手哪些系统与一回路连接包括间接相连如化容系统及堆芯硼水补给系统,余热排除系统、安注系统。哪些
5、热交换器的泄漏与一回路冷却剂硼稀释有关如主泵密封回流热交换器,化容系统非再生热交换器及过剩下泄热交换器、主泵热屏热交换器,以及蒸汽发生器等。哪些操作与硼稀释有关如反应堆启动重返临界前快速硼稀释、添加化学药品联氨或氢氧化铿、除盐器树脂清洗或更换,一回路动态排气,一回路或堆腔充水及清洗等。依照上述思路,下面将对各种可能导致硼稀释的现象进行比较详细 的阐述,随后根据它们对堆芯的不 同影响进行归类得到分析中各子初因事件。首先,所有意外硼稀释瞬变事件可以根据其对堆芯的不 同影响区分为两类逐渐的硼稀释,一回路硼浓度均匀,又称慢反应性引入事件。由穿过堆芯的一 团清水造成的硼稀释包括一团冷水,称快速反应性引入
6、事件,在物理上又称超瞬发临界事故。对于第一类硼稀释,由于在安全设计中己给予考虑,且根据国外核电站运行经验反馈,其后果不严重,本文不研究。而第二类硼稀释事件,主要是从核电站运行分析方面被考虑的,在确定论安全分析中未对该类事件进行分析。其事故情景通常是 由于位于堆芯底部或一回路某一低位置区及其它与一回路相连的地方的一团清水和或一团冷水迅速穿过堆芯而引起的。当然,根据该水团的硼浓度及温度的不同,水团的临界体积可能从立方米到几个立方米不等。产生该类事故的两个基本条件在一回路或与一回路相连地方形成低硼浓度和或低温度水团该水团由于主泵再启动或其它任何恢复一回路循环手段迅速穿过堆芯。从流动观点来看,清水团不
7、易形成,除非一回路无强迫循环,且下列条件之一满足时自然循环能力非常弱,如换料大修后堆启动过程衰变热很小,不足以形成 自然循环自然循环无法建立,如蒸汽发生器被隔离,或者由于或租等系统接入一回路,导致冷却剂环路结构上不平衡。当一回路冷却剂流率很低时,由于温差浮升力造成分层,从而形成水团。该水团可能位于冷管段,型管段,堆芯下腔室,主泵泵腔或稳压器中。如 果突然恢复强迫循环或自然循环,水团将会迅速穿过堆芯,导致快速硼稀释。当然,低硼浓度水也可能位于系统,系统中,或者其它与一回路相连的系统或设备中。当投入这些辅助系统或设备,清水直接进入堆芯。经分析并结合事故发生后 电站系统响应包括操纵员干预及对堆芯的不
8、 同影响,归类得到类快速硼稀释子初因事件见表,其中各子初因事件的发生频率取自文献。由表中可看出,为了简化分析,有些子初因事件将对多个停堆工况合并起来进行研究,这是因为该事件在这些工况下电站系统响应相同。表子初因事件及其发生频率事件号代码发生频率堆年一场一一, ,初始状态热停堆热停堆热停堆和中间停堆热停堆和中间停堆中间停堆和正常冷停堆中间停堆和正常冷停堆正常冷停堆正常冷停堆正常冷停堆正常冷停堆维修冷停堆维修冷停堆维修冷停堆维修冷停堆初因事件描述启动重返临界实施硼稀释时丧失主外电源启动重返临界实施硼稀释时丧失厂外电源丧失主外电源冷水团形成丧失全部外电源冷水团形成添加化学药品时丧失主外电源添加化学药
9、品时丧失厂外电源除盐器不适当投入且丧失主泵通过实施快速硼稀释时丧失主泵已被稀释系统接入除气系统除气装置引入清水团一回路充水时更换除盐器树脂动态排气前投入除盐器后维修时堵管工序等失误引入清水团主泵密封回流热交换器泄漏一一呼一一一一一一一一运行分析事故进程后果一团清水包括一团冷水穿过堆芯引起的反应性事故,在物理上称超瞬发临界事故。该事故的前提是假设水团在进入堆芯前没有被混合。对于超瞬发临界事故,中子通量倍增周期常常以毫秒来计算,其瞬变动态过程迅速,因裂变导致功率迅速增加几个毫微秒,而且是局部性,可 以认为燃料元件处在绝热状态下。如果堆芯初始功率水平较低,燃料多普勒效应将在稍晚一点时间起作用。当温度
10、反馈的负反应性超过硼稀释事故引入的正反应性时,功率水平转而下降。文献分析了热停堆工况实施硼稀释趋临界时因主泵丧失导致的水团稀释事故情景,得到的水团临界体积随不同温度和硼浓度从立方米到十几立方米不等。认为大于此临界体积的水团将导致超瞬发临界和核闪蒸,将使燃料温度超过限值,储能准则被破坏,有损坏燃料元件的危险。对于上节分析得到的快速硼稀释各子初因事件都认为将导致超瞬发临界,因此水团一旦形成到达或超过临界体积且未经混合穿过堆芯,都认为堆芯将熔化。操纵员和安全工程师所能实施的操作,也只能是阻止清水团冷水 团的形成,尤其是到达临界体积之前中止硼稀释或对冷却剂硼化。如果预测到临界水团已经形成,那么只能避免
11、该水团穿过堆芯,即在恢复强迫循环 时要格外注意。至于各子初因事件,由于形成水团的原因及速度不同,操纵员干预的时间和方法也将不同。运行和控制保护措施及保护信号压水堆核电站具有固有安全性温度负反馈效应和 以下与预防反应性事故有关的设计及运行特征足够的停堆裕量限制单根控制棒价值严格的提棒程序控制棒插入极限主控室的棒位监控、报警等。另外,在技术规格书中,有许多规定或要求用来在意外硼稀释的情况下保护反应堆,保护核蒸汽供应系统,下面列举停堆工况下 的一些主要规定在所有标准停堆工况下规定了冷却剂极限硼浓度、的位置和临界偏离限值,以缓和意外硼稀释。在换料或维修冷停堆状态下,隔离所有可能引入硼的质量浓度低于含硼
12、水的连接,如系统、核岛除盐水分配系统的隔离阀。硼表必须可用,而且能连续监测和报警,将信号送到主控室。硼浓度必须每小时手动校核一次,当硼表不可用时,对换料冷停堆,必须每小时手动测量一次硼浓度。对于维修冷停堆,每小时手动校核一次硼浓度。如果此时两个源量程探测器中有一个也不可用,就要每小时校核一次。停堆期间产生通量高报普信号的源量程探测器警告操纵员反应性有异常变化,特别是有可能发生意外硼稀释。而且报警阂值设定在最大测量通量的倍处,确保在出现报警至重返临界间操纵员有足够的时间采取必要的行动。在冷停堆期间必须确保有一种硼的质量浓度高于或等于叭的含硼水补给设施保持可用。在换料冷停堆时,至少一个源量程探测器
13、可用,在维修冷停堆两个源量探测器可用。而对于其余冷停堆状态,两个中子通量探测器可用可能二个源量程,或一个源量程,一个中间量程,或两个中间量程。在硼稀释操作时一回路硼浓度变化连续显示,在测量值和标定值出现偏差的情况下,会报警和闭锁补给系统。最小数目的主泵或泵运行,以限制一回路中硼浓度的不均匀性。限制稳压器和一回路中硼浓度的最大差值劝“。在泵接入一回路前进行两次取样。与硼稀释事故有关的重要报警如下源量程高中子通量紧急停堆一即中间量程高中子通量紧急停堆卫一功率量程低闽值紧急停堆一即巧功率量程高闽值紧急停堆即一超温引起的紧急停堆即一超功率引起的紧急停堆,一即棒组低低位置报警棒组下限位或意外硼稀释报警停
14、堆状态下中子通量高报警和硼表测得的硼含量异常报警操作规程 当电站 出现瞬变事件时,反应堆保护系统的独立保护通道提供保护信号,以启动紧急停堆,或者触发投入相应的安全系统,或者提供给操纵员相应的报警信号,同时操纵员根据 出现的情况,进入相应操作规程,进行必要的干预,把机组引导到安全的状态。中操纵员和安全工程师可利用的规程共有四十多个,不在此一一详述。它们具体的操作及要求可参见相应的规程。出现意外硼稀释时的操作被列入操作规程中。对于换料或维修冷停堆状态,由于预防事故的 自动保护系统被闭锁或不可用,因此进入程序直接来 自重要的报警而对于其它停堆状态,预防稀释的自动保护是可用 的,紧急停堆可特别由控制棒
15、插入堆芯而获得,紧跟着紧急停堆和程序后进入程序。在所有情况下需要立即执行的行动是对一次侧进行取样用质量浓度为叭的浓硼酸对一回路进行硼化,以补偿硼稀释。其它行动是诊断并隔离所有稀释来源,随后稳定核蒸汽供应系统确保反应堆处于安全状态。当发生自动或手动的紧急停堆后,或停堆状态中子通量高报警后,安全工程师在停堆状态下一直在现场需要执行程序,对某些参数进行监视,对己进行的,或程序的操作进行判断与验证,同时要求执行,或以外的某些附加操作,并根据对核蒸汽供应系统主要参数的监视结果,要求操纵员终止,或程序,而进入极限操作程序规程,而此时安全工程师执行规程,以证实操纵员在执行规程中的各种操作。在丧失供电而导致丧
16、失台主泵的情况下,执行操作规程和,其中规程对应丧失厂外主电源,而规程对应丧失全部厂外电源。这两个规程推荐了以下必要的行动以避免硼稀释事故投入自动补给系统以终止一个正在进行的硼稀释并使核蒸汽供应系统稳定在 自然循环状态。对维修停堆时的硼稀释情况压力壳已打开,在重返临界后出现的沸腾将导致泵因气蚀而丧失,针对时爪的报警,程序引导操纵员进入到操作规程,然后执行规程,在确认测试的一次侧水位高于低低水位后,该规程要求通过一台上充泵,从换料水箱汲水对一回路补水。综上所述,停堆工况下快速硼稀释事故的后果主要取决于操员根据事故规程所采取的及时正确的操作。由此可见,开展事故分析,加强对事故机理的研究,从而提高操作员操作技能及风险意识,并完善事故规程及进行设计修正。风险评价事件树的建立及事故序列识别根据经典的事件树故障树方法很容易建立起各子初因事件的事件树,并识别得到可能导致堆芯熔化的事故序列。停堆工况下,正反应性不可控地引入将导致反应堆重返临界,甚至可能造成沸腾危机,热点可能超出设计整定值。因而,在本研究中将
