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1、分析核电站全厂断电事故 4.1. 全厂断电事故过程中对反应堆各部件现象进行分析 全厂断电事故中，由于主泵失去轴封冷却水，主泵轴封处可能会出现泄漏。另一方面，依据相关研究分析，在事故进程的适当随时对一回路实施减压措施可以有效推迟事故进程和缓解事故后果。在上文所述基本事故进展的基础上，就这两种因素对其的影响定性地分析了4种可能的工况： 1.堆冷却剂开始汽化时主泵轴密封处泄漏； 2.出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故； 3.堆芯出口温度达650 时稳压器卸压阀继续打开； 4.工况1基础上，堆芯出口温度达650 时稳压器卸压阀继续打开。 发生全厂断电事故时，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干
2、，随后一回路因热量无法带出而升温升压。当堆芯区域的冷却剂温度逐渐达到饱和温度，主泵轴封处出现泄漏。堆冷却剂通过主泵轴封破口和稳压器卸压阀从一回路系统喷出，引起堆芯冷却剂装量的减少。由于泄漏流量不大，因此堆芯压力仍会在稳压器卸压阀的设定压力变化范围维持一段时间。随后堆芯压力开始继续下降。冷却剂继续从主泵轴封破口流出，堆芯水位下降，堆芯逐渐裸露、升温，堆芯部件达到失效温度后会形成熔碴下落。堆芯压力逐渐降到安注箱开启压力，安注箱向堆芯注水，堆芯暂时得到冷却。但由于压力下降较慢，注水流量不大，而且有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没。随后压力壳内继续熔碴的形成和迁移的过程，逐渐熔穿
3、压力容器下封头。下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。 假设事故后10 m i n出现主泵轴封泄漏。之后由于此处的泄漏，冷却即自破口处流出，一回路压力继续下降，堆芯水位也迅速下降，很快堆芯就开始裸露。由于堆芯冷却状况的恶化，在衰变热的作用下堆芯部件的温度升高，达到失效温度后形成熔碴下落。主泵轴封处的泄漏也使压力容器内压力迅速降低，使安注箱能在事故进程中投入使用，和第一种工况一样，有一部分通过主泵轴封破口直接流出，没有形成对堆芯的再淹没，由于事故进程加快，最后下封头较其他工况最早熔穿。 全厂断电事故中，由于稳压器卸压阀不断的开启和关闭，一回路系统的冷却剂不断从卸压阀喷出，堆芯水位下降，堆芯逐渐开始
4、裸露，裸露部分的堆芯仅依靠水蒸气冷却。但水蒸气不够以带出裸露部分堆芯的衰变热，这部分部件的温度继续升高，使流出堆芯的蒸汽温度升高。当流出堆芯的水蒸气温度达到650 时，继续将稳压器卸压阀打开。之后，堆芯压力快速下降到安注箱注水压力，安注箱向堆芯注水。由于堆芯压力下降较快，安注箱注水速度很快，堆芯水位上升，形成了对堆芯的重新淹没。在这种状况下，能最大限度的延缓堆芯下封头的失效。 发生全厂断电后，主泵惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。由于反应堆停堆，稳压器压力在短时间内快速下降。然后由于主给水关闭，辅助给水完全失效，随着二次侧热阱的丧失，一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值。
5、整个事故进程中，由于凹凸压安注无法启动，导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充，压力容器水位迅速下降。一段时间后，堆芯开始裸露，然后逐渐升温并开始熔化。压力容器下封头因受熔融物的加热发生蠕变失效。安全壳内的压力和温度大幅上升。 安注箱在压力容器失效后投人，对堆芯的冷却未起到作用。安注箱的水通过破损的压力容器下封头落入堆腔内，与高温熔融物接触后，产生大量的水蒸气；同时，高温熔融物与混凝土的互相作用后也会有氢气和一氧化碳等大量不凝结性气体产生。以上因素使安全壳内的压力不断上升(如以下图所示)，最终安全壳发生超压失效。在安全壳失效之前，安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，安全壳中氢气浓
6、度始终处于远离爆燃或爆炸的区域，氢气风险较小。 表1 SBO始发的严重事故的主要事故进程 Table 1 M ain process of SBO introduced severe accident 表2 事故主要结果 Table 2 M ain results of accident 在严重事故进程中，操纵员将采用各种措施缓解事故，来维持放射性屏障的有效性。即使压力容器破损，但随着时间的推移，恢复AC电源，启动安全壳喷淋系统有可能继续坚持安全壳的完整性。，恢复AC电源后，安全壳内的压力和温度会迅速地降低，且安全壳内蒸汽浓度减少的同时，相应也增加了氢气的浓度，这样就增加了氢气的风险。因此，在
7、安全壳中需要采用相应的氢气控制措施并慎重地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。 本文通过分析全厂断电事故下安全壳的响应，以及AC电源恢复后对安全壳响应的影响，得出以下结论： 1)发生SBO事故后在无缓解措施投入的状况下，安全壳内环境条件的恶化将影响到安全壳的完整性，事故后期会发生安全壳的超压失效。在安全壳失效之前，由于安全壳内大量水蒸气的存在使安全壳环境惰性化，使得氢气风险较小。 2)在压力容器失效前恢复AC电源，由于辅助给水的投入使一回路的温度及压力下降，触发安注系统投入，注入的冷却剂有效的淹没和冷却堆芯，使压力容器有可能继续坚持完整性，从而防止堆芯熔融物与混凝的反应，减少了
8、对安全壳完整性的威胁。 3)压力容器失效后，AC电源的恢复将启动安全壳喷淋等专设安全设施，使安全壳内蒸汽的含量大幅减少，从而相应增加了氢气的浓度。因此，安全壳中需采用相应的氢气缓解措施，并慎重地实施安全壳喷淋，以预防和缓解氢气燃烧可能带来的风险。 4.2全厂断电事故中出现主泵轴封泄漏同时实施减压措施 实施减压措施前，事故进程与第一种工况相同。堆芯出口蒸汽温度达到650 时，将稳压器卸压阀继续打开。堆芯压力快速下降。当压力至安注箱压力之下时，安注箱投入，安注水注入并重新淹没堆芯。但由于大量的安注水从主泵轴封破口处流出，很快堆芯又重新裸露。堆芯继续升温，堆芯部件形成熔碴并向下迁移，随后压力壳下封头
9、熔穿。 从以上讨论可以得出以下结论： 1泵轴封破口事故可能伴随全厂断电事故发生，对全厂断电事故后果的影响随轴封破口出现的时间有所不同。事故后较早发生的主泵轴封破口使堆芯熔化的时间提前，但出现较晚的破口，推迟了压力容器下封头熔穿的时间。 2在特定随时将稳压器卸压阀打开，会使堆芯压力快速下降，安注箱能有效的投入使用，从而可以有效推迟事故进程、缓解事故后果，推迟下封头失效时间。 3主泵轴封失效和人为打开稳压器的卸压阀，均可使堆芯压力降低，避免了高压熔堆和安全壳直接加热的发生。 4.3 应急措施及建议 1991年西屋公司W O GWestinghouse Owners Group发展了可以普遍适用于西
10、屋公司核电站的严重事故管理导则SAMG。在该导则中提出了事故处理的6项基本措施： 1向蒸汽发生器注水以保护S G传热管，在堆芯冷却恢复以后为R C S提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物； 2实施R C S降压以保护S G传热管，提升RCS安注可能性，并防止熔融物高压喷射； 3向R C S注水以冷却堆芯，不管堆芯熔融物的位置即不管熔融物是在压力容器内还是在压力容器外，向RCS注水都是有效的； 4向安全壳注水以防止压力容器失效，冷却泄漏到压力容器外的堆芯碎片，并防止堆芯混凝土反应； 5实施安全壳减压，减少裂变产物泄漏并防止安全壳失效； 6减少安全壳内氢气浓度以防止氢气燃烧。 依据该导则，为评估
11、核电厂应对全厂断电事故的能力并且能在事故发生后缓解其后果，有以下几方面的工作需要开展： 4.3.1应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证 全厂断电状况下，一些属于安全系统功能的气动阀的正常操作用气就是由应急压空供给。例如稳压器卸压阀。而诸如卸压阀控制电源和安全参数仪表电源等是由1E级蓄电池供应。为了不影响在需要的时候执行一回路卸压等缓解措施，有必要对应急压空和1E级蓄电池容量进行分析。 1应急压空供应时间：在应急事故时包括全厂性断电、主压缩空气站及全厂仪表压缩空气管网发生事故等，01号厂房内的主安全阀、动力卸压阀和稳压器喷雾调节阀等共六只阀门，由二台容量各为2.5 m3的贮气罐供给应急压缩空气
12、，能继续供气5.2 h。实际上，稳压器安全阀气动装置已拆掉，故卸压阀的可动作时间应大于5.2 h。 21E级蓄电池容量：关于1E级蓄电池容量，秦山核电厂最终安 全分析报告这样描述：1220 V蓄电池组的容量2000A H按在所指定的时间1 h内能承载的负载来选择包括应急柴油机控制电源和事故照明等负载。 22 4 V直流蓄电池的容量200A H按在所指定的时间1 h内能承受最大的负载来选择。 为了应付长期全厂失电超过1 h，有必要对现有容量的蓄电池带载时间进行试验，以获取其真实的带载时间，为制定严重事故管理导则提供参照依据。如果验证结果时间太短小于2h，就有必要增加蓄电池容量，以获取更长的带载时
13、间，从而加强对全厂断电的应付能力。 4.3.2评估应付全厂断电时限能力 在全厂断电事件发生后，为了实现核电厂纵深防御的制定要求，每个核电厂都必须具备一定的在没有交流电源的状况下依旧能够排出余热和坚持安全壳完整性的能力。通常核电厂的全厂断电应付能力来源于非能动的安全措施、自然循环的冷却、由蓄电池作为后备电源的动力设备等。这个时限能力是以小时数衡量的，具体数值取决于以下因素：厂内应急交流电源系统的冗余度；厂内应急交流电源的可靠度；预期的厂外电源的断电频度；恢复厂外电源需要的时间。通过专门的计算方法可以计算出我厂应付全厂断电的实际能力，如果其显然小于为了保证整体安全性目标而提出的最低时限，则需要采用
14、变更改造等措施来强化我厂应付全厂断电的能力。 4.3.3增设可替代交流AAC电源 AAC电源应该具有以下特点：1能够连接到厂内的交流电源系统，但正常运行状况下是坚持断开的。这体现了替代交流电源的专一性，它是为全厂断电特别设置的。 2AAC电源与厂外交流电源或厂内应急电源发生共模故障的可能性应最小。这就要求在制定A A C电源时尽量坚持与厂内应急交流电源最大多样性。 3全厂断电开始后A A C电源必须及时可用，并可按要求手动连接到所需的所有的安全母线上。 4AAC电源应有足够的容量，在使电厂进入和维持在安全停堆状态所要求的时间内，使应付全厂断电所必需的系统运行。显然增设A A C电源是加强核电厂
15、应付全厂断电时限能力的行之有效的手段，也是提升其安全性和纵深防御能力的一个行之有效的措施。我们可以借鉴CNP1000项目中PSA分析结果，如下表所示。 表 AAC电源对电厂CDF的影响 TableThe influence of AAC power supply on CDF 虽然关于不同电厂具体数据有所差异，但还是可以看出增设A A C电源对降低堆芯熔化概率的显著贡献。秦山核电厂现在已完成了建设A A C电源的可行性研究报告，等待批准实施。 4.3.4安装非能动自催化氢气复合器 严重事故工况下，反应堆堆芯锆水反应和其他金属构件的氧化将会产生氢气。短时间内氢气的快速释放会造成安全壳内局部地区有很高的氢气浓度，在事故后期，假设压力容器下封头失效，则熔融堆芯与混凝土底板的反应M C C I会在很长一段时间内连绵不断地释放出氢气，这样安全壳内总的氢气浓度也会随之逐渐增长。安全壳内局部及整体氢气的积存可能会引发爆燃或爆炸现象，将会威胁到安全壳的完整性及设备的可用性。在S B O状况下，为了防止安全壳的失效，控制安全壳内的氢气体积浓度低于氢气爆燃的限值，有必要在安全壳内部合理布置相当数量非能动氢气复合器PARs。当然，使堆熔物
