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摘 要：本文利用教学模拟机研究典反应堆冷却剂系统环路热管段小破口失水事故的过程、现象。用核电厂安全分析法分析不同尺寸破口失水事故事故序列、各个系统的安全功能。首先在主冷却剂系统环路热管道分别引入不同尺寸的小破口事故，比较不同尺寸破口事故所引发的事故序列之间的差异，其次观察不同尺寸所引发的事故过程及其对安全功能的需求及实现方式。热管段小破口失水虽丧失冷却剂流量较少，但因其堆芯流量恢复仍需要一定时间，故仍可能使堆芯融毁。
关键词：安全分析；小破口失水事故；核电反应堆冷却系统
1 事故过程分析
1.1 事故定义
破口当量直径小于1.6cm时的一回路冷却剂管道失流事故称为小破口事故一回路系统出现小破口事故时，堆内冷却剂的流失量十分缓慢，可以由化学容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿，并投入第二台上充泵，维持稳压器水位，无需启动安全注射系厂房。在反应堆正常运行时，反应堆冷却剂压力为15.4MPa、反应堆出口处冷却剂平均温度为310.02℃、稳压器水位为62.8%、蒸汽发生器水位为49.99%。
1.2 事故过程分析
在发生主冷却剂管道热管段小破口失水事故时，由于冷却剂的减少导致稳压器水位压力迅速下降和液位的降低。当稳压器液位降低了0.3m时，冷却剂下泄管线被隔离，上冲管线提高到最大能力来补充冷却剂的丧失.当堆芯上部压力小于14.7MPa、反应堆热功率大于75%额定功率，堆芯上部压力小于13.7MPa，稳压器液位低于4m，安全壳内压力超过0.129MPa，或者饱和裕度小于10℃时，反应堆保护系统启动，实施紧急停堆。接下来汽机截止阀和主蒸汽阀门相继关闭，应急堆芯冷却系统投入。但此时有可能一回路压力较高，安注系统不能将含硼水注入一回路，所以安注系统工作在自循环状态。如果主冷却剂压力继续降低7.9MPa，高压安注系统向堆芯注入含硼水来稳定主回路的压力。当硼水贮存箱降低至0.25m时，安注系统会自动转至安全壳地坑内取水。由于热的冷却剂在安全壳内释放，安全壳内的温度和压力升高。压力大于一定值时，安全壳喷淋系统投入运行。汽机截止阀的关闭会导致二回路压力增加，当主蒸汽压力大于6.67MPa时，汽机旁排阀打开，余热根据以下闭式循环在很长时间内通过二回路释放：蒸汽发生器-汽机旁排阀-汽轮机冷凝器-冷凝通道-除氧器-辅助给水泵-蒸汽发生器。当主回路压力继续降低至5.9MPa时，中压安注箱投入，最后投入低压安注系统。
1.3 不同破口事故对比
破口比例为0.1和0.01的破口发生破口事故时，由事故序列稳压器水位低到停堆的时间分别为32S和8分48秒。破口尺寸为0.01时，在系统停堆前稳压器水位已经低三报警。除去小破口冷却剂流量小，事故进程慢的因素。仍可表明破口尺寸越小，发生事故时系统所需要的响应时间越长。
当破口尺寸为0.01-0.1时堆芯流量均很快上升为可淹没堆芯高度。故事故后果并不严重。当破口尺寸为0.04时堆芯流量先下降后上升。虽最后仍重新淹没，但其经历时间较长，堆芯有可能处于危险之中。
2 安全功能分析
反应性控制：紧急停堆系统、高压安注系统和安注箱。一般情况下通过控制保护系统实现紧急停堆。在发生小破口事故时，高压安注系统和安注箱向一回路注射的含硼水也可以使反应堆处于次临界状态。一回路冷却剂装量的维持和堆芯余热的导出：高压安全注射系统。发生小破口事故后，一回路冷却剂从破口流出进入安全壳内。如果不补充冷却剂，将导致堆芯裸露。热量无法通过自然循环，蒸汽发生器带出。为完成此功能。投入高压安注系统。安全壳内热量的排出：安全壳喷淋系统。破口处冷却剂的气化，导致安全壳内温度压力升高。直接影响安全壳的完整性。安全壳喷淋系统是排除安全壳内热量的唯一手段。
3 事件序列分析
主冷却剂管道小破口失水事故发生时，共有9个安全功能参与缓解此初因事件。根据各缓解功能及操纵员的响应，建立冷却剂管道小破口失水事故的事件树。在分析中采用的是小事件树分析方法，题头事件包括控制保护系统投入运行实现反应堆紧急停堆、安全壳喷淋系统投入运行降低安全壳内温度和压力、高压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量、二回路正常热导出系统投入运行导出堆芯热量、二回路应急热导出系统投入运行导出堆芯热量、主回路卸压系统投入运行实现主回路充一排运行、中压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量和低压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量。对于主冷却剂管道小破口失水事故事件树，它最终应有29个分支，得到29个事故序列。为了便于事故序列定性和定量化分析，根据题头事件对堆芯状态的影响，将此初因事件的事件树进行简化，简化结果如下表中所示。
事件序列1：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功、二回路应急冷却成功、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统成功堆芯停堆成功。
事件序列2：如果二回路余热导出失败而其它系统均成功、反应堆成功停堆。
事件序列3：在控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功的情况下，如果二回路余热导出失败、应急冷却失败、主回路充排失败但卸压成功、中低压安注均成功，反应堆仍可成功停堆。
事件序列4：在控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功，而其余均失败的情况下，反应堆融毁。
事件序列5：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统成功、堆芯停堆成功。
事件序列6：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列7：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统失败、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列8：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统失败、卸压失败、中压安注系统失败、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列9：控制保护系统成功、安全壳喷淋失效。堆芯融毁。
事件序列10：控制保护系统失败、堆芯融毁。
4 小结
本文对热管段小破口失水事进行分析，了解了其破口此寸不同，所触发的不同事故进程和事故系列。并以典型小破口为例进行安全分析。在用确定论进行分析时、做了相应的分析假设。然后用概率论分析法分析热管段小破口失水事故。首先进行相关系统的安全分析。整理事件序列，列出题头事件，整理事件序列，建立事件树。最终得出：当破口尺寸为0.01-0.1时堆芯流量均很快上升为可淹没堆芯高度，故事故后果并不严重。当破口尺寸为0.04时堆芯流量先下降后上升，虽然最后仍上升到可以淹没堆芯的高度。但其经历时间较长，堆芯有可能处于危险之中。
参考文献
[1]郑丽馨.田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率论安全分析[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2007.3.
[2]杨江，田文喜，苏光辉，秋穗正.AP1000冷管段小破口事故分析[D].西安：西安交通大学，2011.5.
[3]广东核电培训中心，900MW压水堆核电站系统与设备课程、第1～6册.
[4]朱继洲.核反应堆安全分析[M].北京：原子能出版社，2008.8.
关键词：安全分析；小破口失水事故；核电反应堆冷却系统
1 事故过程分析
1.1 事故定义
破口当量直径小于1.6cm时的一回路冷却剂管道失流事故称为小破口事故一回路系统出现小破口事故时，堆内冷却剂的流失量十分缓慢，可以由化学容积控制系统自动调整上充下泄流量进行补偿，并投入第二台上充泵，维持稳压器水位，无需启动安全注射系厂房。在反应堆正常运行时，反应堆冷却剂压力为15.4MPa、反应堆出口处冷却剂平均温度为310.02℃、稳压器水位为62.8%、蒸汽发生器水位为49.99%。
1.2 事故过程分析
在发生主冷却剂管道热管段小破口失水事故时，由于冷却剂的减少导致稳压器水位压力迅速下降和液位的降低。当稳压器液位降低了0.3m时，冷却剂下泄管线被隔离，上冲管线提高到最大能力来补充冷却剂的丧失.当堆芯上部压力小于14.7MPa、反应堆热功率大于75%额定功率，堆芯上部压力小于13.7MPa，稳压器液位低于4m，安全壳内压力超过0.129MPa，或者饱和裕度小于10℃时，反应堆保护系统启动，实施紧急停堆。接下来汽机截止阀和主蒸汽阀门相继关闭，应急堆芯冷却系统投入。但此时有可能一回路压力较高，安注系统不能将含硼水注入一回路，所以安注系统工作在自循环状态。如果主冷却剂压力继续降低7.9MPa，高压安注系统向堆芯注入含硼水来稳定主回路的压力。当硼水贮存箱降低至0.25m时，安注系统会自动转至安全壳地坑内取水。由于热的冷却剂在安全壳内释放，安全壳内的温度和压力升高。压力大于一定值时，安全壳喷淋系统投入运行。汽机截止阀的关闭会导致二回路压力增加，当主蒸汽压力大于6.67MPa时，汽机旁排阀打开，余热根据以下闭式循环在很长时间内通过二回路释放：蒸汽发生器-汽机旁排阀-汽轮机冷凝器-冷凝通道-除氧器-辅助给水泵-蒸汽发生器。当主回路压力继续降低至5.9MPa时，中压安注箱投入，最后投入低压安注系统。
1.3 不同破口事故对比
破口比例为0.1和0.01的破口发生破口事故时，由事故序列稳压器水位低到停堆的时间分别为32S和8分48秒。破口尺寸为0.01时，在系统停堆前稳压器水位已经低三报警。除去小破口冷却剂流量小，事故进程慢的因素。仍可表明破口尺寸越小，发生事故时系统所需要的响应时间越长。
当破口尺寸为0.01-0.1时堆芯流量均很快上升为可淹没堆芯高度。故事故后果并不严重。当破口尺寸为0.04时堆芯流量先下降后上升。虽最后仍重新淹没，但其经历时间较长，堆芯有可能处于危险之中。
2 安全功能分析
反应性控制：紧急停堆系统、高压安注系统和安注箱。一般情况下通过控制保护系统实现紧急停堆。在发生小破口事故时，高压安注系统和安注箱向一回路注射的含硼水也可以使反应堆处于次临界状态。一回路冷却剂装量的维持和堆芯余热的导出：高压安全注射系统。发生小破口事故后，一回路冷却剂从破口流出进入安全壳内。如果不补充冷却剂，将导致堆芯裸露。热量无法通过自然循环，蒸汽发生器带出。为完成此功能。投入高压安注系统。安全壳内热量的排出：安全壳喷淋系统。破口处冷却剂的气化，导致安全壳内温度压力升高。直接影响安全壳的完整性。安全壳喷淋系统是排除安全壳内热量的唯一手段。
3 事件序列分析
主冷却剂管道小破口失水事故发生时，共有9个安全功能参与缓解此初因事件。根据各缓解功能及操纵员的响应，建立冷却剂管道小破口失水事故的事件树。在分析中采用的是小事件树分析方法，题头事件包括控制保护系统投入运行实现反应堆紧急停堆、安全壳喷淋系统投入运行降低安全壳内温度和压力、高压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量、二回路正常热导出系统投入运行导出堆芯热量、二回路应急热导出系统投入运行导出堆芯热量、主回路卸压系统投入运行实现主回路充一排运行、中压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量和低压安注系统投入运行维持一回路冷却剂水装量。对于主冷却剂管道小破口失水事故事件树，它最终应有29个分支，得到29个事故序列。为了便于事故序列定性和定量化分析，根据题头事件对堆芯状态的影响，将此初因事件的事件树进行简化，简化结果如下表中所示。
事件序列1：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功、二回路应急冷却成功、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统成功堆芯停堆成功。
事件序列2：如果二回路余热导出失败而其它系统均成功、反应堆成功停堆。
事件序列3：在控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功的情况下，如果二回路余热导出失败、应急冷却失败、主回路充排失败但卸压成功、中低压安注均成功，反应堆仍可成功停堆。
事件序列4：在控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统成功，而其余均失败的情况下，反应堆融毁。
事件序列5：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统成功、堆芯停堆成功。
事件序列6：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统成功、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列7：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统成功、卸压成功、中压安注系统失败、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列8：控制保护系统成功、安全壳喷淋系统成功、高压安注系统失败、二回路应急冷却失败、主回路充排系统失败、卸压失败、中压安注系统失败、低压安注系统失败、堆芯融毁。
事件序列9：控制保护系统成功、安全壳喷淋失效。堆芯融毁。
事件序列10：控制保护系统失败、堆芯融毁。
4 小结
本文对热管段小破口失水事进行分析，了解了其破口此寸不同，所触发的不同事故进程和事故系列。并以典型小破口为例进行安全分析。在用确定论进行分析时、做了相应的分析假设。然后用概率论分析法分析热管段小破口失水事故。首先进行相关系统的安全分析。整理事件序列，列出题头事件，整理事件序列，建立事件树。最终得出：当破口尺寸为0.01-0.1时堆芯流量均很快上升为可淹没堆芯高度，故事故后果并不严重。当破口尺寸为0.04时堆芯流量先下降后上升，虽然最后仍上升到可以淹没堆芯的高度。但其经历时间较长，堆芯有可能处于危险之中。
参考文献
[1]郑丽馨.田湾核电站主冷却剂管道小破口失水事故概率论安全分析[D].哈尔滨：哈尔滨工程大学，2007.3.
[2]杨江，田文喜，苏光辉，秋穗正.AP1000冷管段小破口事故分析[D].西安：西安交通大学，2011.5.
[3]广东核电培训中心，900MW压水堆核电站系统与设备课程、第1～6册.
[4]朱继洲.核反应堆安全分析[M].北京：原子能出版社，2008.8.