許海峰

【摘 要】本文對(duì)核電站一回路失水事故（LOCA事故）的分類及驗(yàn)收準(zhǔn)則進(jìn)行簡(jiǎn)單介紹，主要針對(duì)兩種比較典型的LOCA事故的發(fā)展階段進(jìn)行詳細(xì)介紹，重點(diǎn)描述一回路失水事故發(fā)生后安全系統(tǒng)（RIS系統(tǒng)）的動(dòng)作和堆芯水裝量的變化以及堆芯余熱的導(dǎo)出情況。并對(duì)影響LOCA事故后果的幾個(gè)主要因素進(jìn)行分析，通過(guò)堆芯水裝量的變化來(lái)判斷燃料包殼的完整性，以此來(lái)評(píng)價(jià)我們核電廠的安全性。

【關(guān)鍵詞】LOCA；等效直徑；破口位置；發(fā)展階段；水裝量

0 前言

對(duì)于核電站來(lái)說(shuō)，限制功率提高的因素不在于中子動(dòng)力學(xué)方面，而在于傳熱學(xué)方面的限制，這種限制并不是說(shuō)在滿功率運(yùn)行時(shí)熱工設(shè)計(jì)的裕度不夠，而是指各種設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故驗(yàn)收準(zhǔn)則的限制。據(jù)統(tǒng)計(jì)，壓水堆核電廠中有85%的最大功率受限于大LOCA事故后燃料包殼溫度不超過(guò)1204℃這個(gè)限制條件，還有15%的最大功率受限于全部失流事故中DNBR必須大于某個(gè)值的限制，當(dāng)然，大多數(shù)核電廠是受到兩者的共同限制的。因此，準(zhǔn)確地分析LOCA事故，在保證核電廠有足夠的安全裕度情況下，又可保證核電廠有良好的經(jīng)濟(jì)效益。本文就大LOCA和中LOCA這兩種比較典型的事故進(jìn)行分析，并對(duì)影響這兩種事故工況的影響因素加以分析，看看它們對(duì)LOCA事故后果的影響。

1 LOCA事故的分類及驗(yàn)收準(zhǔn)則

1.1 LOCA事故的分類：

LOCA事故是依據(jù)一回路破口的等效直徑大小來(lái)進(jìn)行分類的，具體如下：

極小破口：等效直徑小于等于9.5mm的破口；

小破口：等效直徑在9.5--25mm 之間的破口；

中破口：等效直徑在2.5--25cm之間的破口；

大破口：等效直徑在25cm以上的破口。

1.2 LOCA事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則：

（1）事故后包殼溫度峰值不超過(guò)1204℃；

（2）事故后包殼總氧化率不超過(guò)總厚度的17%；

（3）事故后包殼與水反應(yīng)產(chǎn)生的氫量不超過(guò)假想產(chǎn)氫量的1%；

（4）事故后堆芯維持可冷卻的形狀；

（5）RIS系統(tǒng)正常運(yùn)行后應(yīng)能保證堆芯的長(zhǎng)期冷卻（特別是對(duì)一些半衰期較長(zhǎng)的核素），并保證堆芯的溫度不超過(guò)限值。

（1）、（2）準(zhǔn)則的目的是為了防止事故后包殼脆化和熔化，從而保證第一道安全屏障的完整性；（3）準(zhǔn)則的目的是防止安全殼內(nèi)氫含量達(dá)到爆炸濃度，從而保證第三道安全屏障的完整性；（4）、（5）準(zhǔn)則是為了保證RIS投運(yùn)后含硼水能重新淹沒(méi)并冷卻堆芯，保證有足夠的長(zhǎng)期的堆芯冷卻能力。

2 中LOCA事故分析

2.1 中LOCA事故的發(fā)展階段

中LOCA事故指破口等效直徑在2.5--25cm之間的破口，中LOCA事故發(fā)展一般分為四個(gè)階段：

第一階段是緩慢噴放階段。過(guò)冷液體從破口噴出，系統(tǒng)壓力降低，堆芯的熱量主要通過(guò)自然循環(huán)由SG帶走，這個(gè)階段SG起到了重要的熱阱功能。

第二階段是環(huán)路水封存在階段。隨著一回路系統(tǒng)壓力的降低，漸漸接近二回路的壓力，一、二回路的溫差越來(lái)越小，自然循環(huán)逐漸終止；同時(shí)由于一回路過(guò)渡段水封的存在，堆芯產(chǎn)生蒸汽不能破口噴出。此時(shí)一回路的熱量主要通過(guò)破口的冷卻劑噴放和SG傳熱管上段的回流冷凝帶走；由于這兩種傳熱方式的效率較低，不足以排出堆芯的衰變熱，上腔室的水開(kāi)始汽化，蒸汽在上腔室的聚集迫使壓力容器水位快速降低，從而引起堆芯的裸露和包殼快速升溫，這個(gè)階段一回路的壓力接近一個(gè)恒定值。

第三階段是環(huán)路水封清除階段。由于環(huán)路水封清除，上腔室的蒸汽從破口噴出，上腔室的壓力降低，導(dǎo)致下行段的冷卻劑和安注的水涌入堆芯，堆芯水位得到恢復(fù)，燃料包殼得到冷卻。由于蒸汽的排熱效率高，堆芯的熱量主要由蒸汽從破口排出，但一回路水裝量沒(méi)有明顯的回升。

第四階段即長(zhǎng)期冷卻階段。由于壓力降低導(dǎo)致的高壓安注流量的增加和安注箱的投運(yùn)，一回路水裝量明顯上升，堆芯水位也得到恢復(fù)。最后低壓安注系統(tǒng)投運(yùn)，系統(tǒng)轉(zhuǎn)到再循環(huán)工況。

2.2 中LOCA事故影響因素分析

2.2.1 破口位置的影響

破口位置一般分為冷段、熱段和汽腔破口。對(duì)于冷段破口，一回路因冷卻劑的過(guò)冷排放而快速降壓，因壓力低停堆停機(jī)，二回路壓力上升，一、二回路壓力基本平衡，一回路進(jìn)入緩慢降壓階段，當(dāng)水封消除后，一回路降壓恢復(fù)，二回路壓力高于一回路壓力；SG逆向傳熱，二回路溫度降低，壓力也隨之降低。壓力容器的水位剛開(kāi)始由于穩(wěn)壓器的水沒(méi)有排完，壓力容器水位基本不變，當(dāng)壓力降到上腔室飽和壓力時(shí)，上腔室冷卻劑閃蒸，壓力容器水位下降；高壓安注投入，由于注入流量較小，不能補(bǔ)償破口損失，但卻使壓力容器水位下降變緩；當(dāng)穩(wěn)壓器的水排完后，壓力容器水位快速下降；當(dāng)降到進(jìn)出口接管平面時(shí)，壓力容器水位出現(xiàn)一段穩(wěn)定期；當(dāng)自然循環(huán)終止，水封出現(xiàn)時(shí)，堆芯冷卻劑汽化，壓力容器水位快速降低；水封消除后，堆芯下部冷卻劑和高壓安注的水涌入堆芯，水位開(kāi)始恢復(fù)；此后堆芯冷卻劑蒸發(fā)仍存在，堆芯水位起伏且還有裸露的可能性；安注箱注入后，堆芯水位開(kāi)始整體上升。包殼溫度包殼溫度在燃料元件裸露時(shí)溫度升得很快，直到水封消除，堆芯下部冷卻劑和高壓安注的水涌入堆芯，包殼溫度大幅度下降，堆芯冷卻劑蒸發(fā)引起堆芯再次裸露的話，包殼溫度還要上升，直到安注箱注入。

對(duì)于熱段破口，由于冷卻劑的排出一般要經(jīng)過(guò)堆芯，即有助于堆芯流量的維持，堆芯的冷卻條件較好，因此堆芯不會(huì)裸露，包殼也不會(huì)升溫。另外熱段冷卻劑溫度較高，所以飽和噴放出現(xiàn)較早，破口流量小，水裝量損失慢，一回路降壓慢一些。

對(duì)于汽腔破口，由于穩(wěn)壓器中的水是飽和的，一旦降壓飽和水就會(huì)沸騰，水中含汽率大量增加會(huì)導(dǎo)致穩(wěn)壓器中水位突然上漲，其余現(xiàn)象同熱段破口。由此可以看出，冷段破口最危險(xiǎn)。

2.2.2 破口尺寸的影響

破口的尺寸越大，一回路降壓越快，水裝量衰減越快，堆芯裸露越早，裸露越深，但停堆、RIS等保護(hù)動(dòng)作也越早，事故進(jìn)程加快，即堆芯裸露深度與裸露時(shí)間是一種相互消長(zhǎng)的約束。正是這種約束，使之有一個(gè)最危險(xiǎn)的破口尺寸。

2.2.3 主泵運(yùn)行的影響

事故早期，主泵的運(yùn)行加強(qiáng)SG的輸熱，一回路降壓較快，安全保護(hù)動(dòng)作也較早。主泵運(yùn)行，提高堆芯下行段的壓力，堆芯水位一直維持較高水平，不出現(xiàn)裸露，因而包殼冷卻較好。主泵運(yùn)行，加強(qiáng)冷卻劑的攪混，事故后期，冷段破口會(huì)增加冷卻劑的流失。

3 大LOCA事故分析

3.1 大LOCA事故的發(fā)展階段

大LOCA事故指破口等效直徑在25cm以上的破口，大LOCA事故發(fā)展一般也分為四個(gè)階段：

第一階段為噴放階段。從剛開(kāi)始的欠熱噴放到后來(lái)的飽和噴放，系統(tǒng)的壓力不斷下降，水裝量也不斷下降，堆芯上部裸露，包殼溫度不斷上升，有發(fā)生鋯水反應(yīng)的可能。

第二階段為再充水階段。RIS系統(tǒng)將觸發(fā)，安注箱向壓力容器注入含硼水，這將向燃料提供部分冷卻手段，但在初期大量的水變成汽水混合物質(zhì)從破口排出，甚至大量注入的含硼水直接從破口噴出，直至噴放結(jié)束后，大量的水才開(kāi)始在壓力容器中聚集?？傊?，這一階段燃料未得到充分的冷卻。

第三階段為再淹沒(méi)階段。壓力容器中含硼水越來(lái)越多，水位開(kāi)始上漲，由于燃料的表面溫度已經(jīng)達(dá)到很高的程度，含硼水剛開(kāi)始接觸包殼表面時(shí)，會(huì)發(fā)生池式沸騰，包殼溫度降低后轉(zhuǎn)為泡核沸騰，包殼溫度迅速下降。

第四階段為長(zhǎng)期堆芯冷卻階段。堆芯全部淹沒(méi)后，低壓安注系統(tǒng)從PTR001BA取水注入壓力容器，維持冷卻，當(dāng)換料水箱的水快用完時(shí)，自動(dòng)轉(zhuǎn)到從地坑取水，通過(guò)低壓安注再循環(huán)工況實(shí)現(xiàn)堆芯的長(zhǎng)期冷卻。

3.2 大LOCA事故影響因素分析

3.2.1 破口位置的影響

冷段破口會(huì)造成較高的危險(xiǎn)峰值溫度，因?yàn)槠瓶诹髁颗c堆芯流量相反，噴放早期冷卻惡化，上腔室壓力高，引起堆芯水位下降，破口流出的冷卻劑溫度低，帶走熱量少，RIS注入的水損失較多。熱段破口會(huì)造成較高的安全殼峰值壓力。

3.2.2 噴放系數(shù)的影響

分析表面，并不是噴放系數(shù)越高，包殼表面溫度就越高，包殼表面溫度的大小與噴放結(jié)束時(shí)燃料元件貯存的能量多少有很大的關(guān)系。破口大，則事故過(guò)程中冷卻劑從正向流向變成反向流動(dòng)的時(shí)間短，惡化冷卻并不嚴(yán)重；破口略小一點(diǎn)，流動(dòng)滯止現(xiàn)象可能更顯著，從而影響噴放早期的元件冷卻，噴放結(jié)束時(shí)燃料元件貯存的能量可能更多；而破口再小一點(diǎn)的話，則又會(huì)推遲元件裸露的時(shí)間，燃料元件貯存的能量又減少了。經(jīng)過(guò)計(jì)算，CD=0.41，冷段有較高的包殼表面溫度。

3.2.3 安注系統(tǒng)的影響

1）安注箱壓力的影響

安注箱的壓力應(yīng)與事故進(jìn)程相適合，一般在噴放結(jié)束后注入堆芯較合適。如果安注箱壓力太高，則在噴放階段可能就排空了，對(duì)緩減事故不起作用。

2）安注流量的影響

一般來(lái)說(shuō)，安注流量越大，事故過(guò)程中的包殼峰值溫度越低。但在有些參數(shù)綜合條件下，最大安注流量卻起不利的作用。

3.2.4 主泵運(yùn)行的影響

在噴放早期，主泵的運(yùn)行會(huì)導(dǎo)致堆芯再充水現(xiàn)象，對(duì)緩減事故有利。接著壓力的降低，導(dǎo)致一回路閃蒸，主泵的運(yùn)行對(duì)事故沒(méi)有什么影響，反而會(huì)導(dǎo)致主泵的損壞，所以要停運(yùn)主泵。

3.2.5 上封頭溫度的影響

上封頭約有10噸冷卻劑，它的溫度的不同對(duì)事故進(jìn)程的影響是不一致的。如果溫度較高（相對(duì)于一回路），上封頭的水蒸發(fā)，起到了穩(wěn)壓器的作用，從而使系統(tǒng)壓力降得慢，推遲了安注，而且還會(huì)壓迫堆芯水位下降，即越高越嚴(yán)重，所以正常運(yùn)行必須保證上封頭有一定的流量。上封頭冷卻劑溫度不高的話，可以近似認(rèn)為等于冷段溫度，上封頭有相當(dāng)于安注箱的作用。

4 總結(jié)

通過(guò)對(duì)LOCA事故的介紹讓我們清楚核電站一回路失水事故的演變過(guò)程及事故后果，并通過(guò)對(duì)中大LOCA兩個(gè)典型事故的分析，明確即使在最不利的情況下，LOCA事故的后果也是可以接受的，滿足LOCA事故的驗(yàn)收準(zhǔn)則。

【參考文獻(xiàn)】

[1]秦山核電二期工程，秦山第二核電廠最終安全分析報(bào)告.

[2]核電秦山聯(lián)營(yíng)有限公司，CP600核電廠高級(jí)運(yùn)行.

[責(zé)任編輯：田吉捷]