陈学锋

（秦山核电有限公司，浙江 海盐 314300）

严重事故是指核反应堆堆芯熔化事故。理论上严重事故发生的概率极低，但实际情况则不然。目前世界商用核电机组累计运行经验约为1.1×104堆·年，其间发生过两次严重事故(三哩岛事故和切尔诺贝利事故)，发生概率约为1.8×10-4/堆·年，比国际核电界希望的10-5～10-6/堆·年的概率大得多。这说明，如果单纯考虑设计基准事故而不考虑严重事故的预防和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。认真研究严重事故过程以及事故的放射性后果，对于预防严重事故发生、缓解严重事故后果和提高核电厂的安全性，是十分必要的。

我们知道，压水堆核电厂反应堆堆芯余热排出和安全壳热量排出所要求的许多安全系统的正常工作必须依靠交流电源，然而在全厂断电（SBO）事故中，厂外电源都不可用，机组转向带厂用电负荷运行失败，同时应急柴油发电机组也不可用，这势必造成堆芯由于得不到足够的冷却而发生熔化，甚至导致压力容器下封头失效造成安全壳超压失效的严重事故。在国家核安全局发布的《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》中明确提到，“应认真研究全厂断电的可能性和处理措施”。对SBO问题关注的提升，主要是基于交流电源可靠性的经验的积累。我们知道，SBO事故发生的概率取决于外电网的可靠性和厂内应急电源的可靠性。对于建成的核电厂，影响外电网可靠性的因素大多已确定不易变化（如恶劣天气的影响），这时厂内应急柴油发电机组运行的可靠性就变得非常重要。据统计，从1993年1月至2005年8月期间，秦山核电厂应急柴油机共发生失败的启动1次，失败的带载运行3次，可靠性系数为0.95。可见，应急柴油机的状态并不是完全让人放心的。为了在SBO情况下为主系统提供热阱，秦山核电厂专门设置了柴油机辅助给水泵，但在2008年，柴油机辅助给水泵也有多次因扇形拨块开关衔铁块静止位置不合适而导致的启动失败的记录。因此，全厂断电叠加辅助给水失效是有必要进行研究的可能导致堆芯损伤等严重事故的重要事件序列之一。

1 无缓解措施的基本事故进程

下述全厂断电事故进程中，有以下几个假设条件：

（1）所有电动的专设安全设施失效；

（2）柴油机辅助给水泵失效；

（3）主泵轴封处没有泄漏；

（4）事故进程中操纵员没有实施任何干预。

全厂断电事故发生后，发电机带厂用电失败，主泵失电开始惰转，一回路冷却剂流量迅速下降，开始自然循环。由于蒸汽发生器（SG）二次侧丧失给水而逐渐出现沸腾，当SG二次侧压力达到大气释放阀和安全阀开启整定值时，大气释放阀和安全阀打开向外排汽。随着蒸汽发生器二次侧水位的降低甚至干涸，一回路逐渐丧失热阱，自然循环终止，引起主冷却剂升温升压。由于冷却剂的热膨胀效应，使得稳压器水位上升，一回路压力随着温度迅速上升，直至稳压器卸压阀开启。冷却剂通过卸压阀排至卸压箱，当卸压箱压力达到0.7 MPa时，爆破膜爆破，大量冷却剂释放到安全壳中，大量的水和蒸汽在安全壳内迅速扩散导致安全壳内压力迅速上升。

堆芯由于得不到冷却剂补充，剩余冷却剂不断蒸发，液位迅速下降，堆芯出现沸腾并且开始裸露。堆芯裸露后传热进一步恶化，锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应，产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升，同时伴有大量氢气产生。于是控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌。该阶段可能会存在蒸汽发生器U形管顶部热应力失效，使放射性物质直接通过二回路释放到环境。堆熔混合物随着下支撑板的失效掉入下腔室。当大量的熔融堆芯塌陷到下腔室，其表面与下腔室的水发生淬火，快速的淬火速度甚至可能造成蒸汽爆炸。一旦下封头的堆芯碎渣不可冷却，下封头的结构就逐渐开始失效。如果失效时压力容器内压力足够低，熔融堆芯将在重力的作用下跌落到堆腔中，与堆腔底部的混凝土发生反应（MCCI）。如果失效时压力较高（与安全壳内压力差大于2 MPa），熔融堆芯就在压力作用下喷射出来，即发生高压熔喷（HPME），喷射入堆腔的熔融物将发生弥散进入安全壳空间，发生安全壳直接加热（DCH）现象，造成安全壳超压威胁其完整性。下封头失效后，压力容器及一回路内压力迅速下降到安注箱可以投入压力值。除与少量堆芯残余物作用外，大量安注水直接流入堆坑与堆熔物接触发生反应。上述过程将产生大量高温蒸汽和不可凝气体（氢气、一氧化碳、二氧化碳等），使得安全壳压力瞬间迅速上升。产生的氢气等可燃气体在安全壳内不断积聚，浓度不断上升，最终可能发生燃爆，使安全壳超压失效。安全壳失效后，放射性气体和气溶胶将释放到环境中。

2 轴封泄漏与缓解措施对事故进程的影响

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，根据相关研究分析，在事故进程的适当时刻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（见表1）。

2.1 出现主泵轴封泄漏的全厂断电事故

全厂断电事故后，由于辅助给水系统无法启动，二回路水逐渐被蒸干，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。随后堆芯压力开始持续下降。冷却剂持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，逐渐熔穿压力容器下封头。下封头熔穿时，压力容器内压力值较低。

表1 4种可能的工况Table 1 4 possible conditions

2.2 出现早期主泵轴封泄漏的全厂断电事故

假设事故后10 min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，一回路压力持续下降，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。

2.3 在全厂断电事故中实施减压措施

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，堆芯逐渐开始裸露，裸露部分的堆芯仅依靠水蒸气冷却。但水蒸气不足以带出裸露部分堆芯的衰变热，这部分部件的温度持续升高，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，持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。在这种情况下，能最大限度的延缓堆芯下封头的失效。

2.4 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，将稳压器卸压阀持续打开。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）在特定时刻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。

3 建议

1991年西屋公司WOG（Westinghouse Owner’s Group）发展了可以普遍适用于西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SG传热管，在堆芯冷却恢复以后为RCS提供热阱，洗刷从一次侧泄漏的放射性产物；

（2）实施RCS降压以保护SG传热管，提高RCS安注可能性，并防止熔融物高压喷射；

（3）向RCS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。

根据该导则，为评估秦山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：

3.1 应急压空和1E级蓄电池有效工作时间论证

全厂断电情况下，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

《秦山核电厂最终安全分析报告》第九章中这样表述：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，能持续供气5.2 h。

实际上，稳压器安全阀气动装置已拆除，故卸压阀的可动作时间应大于5.2 h。

（2）1E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：

1）220 V蓄电池组的容量（2000AH）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）。

2）24 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考依据。如果验证结果时间太短（小于2 h），就有必要增加蓄电池容量，以获取更长的带载时间，从而增强对全厂断电的应付能力。

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设计要求，每个核电厂都必须具备一定的在没有交流电源的情况下依然能够排出余热和保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，具体数值取决于下列因素：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，如果其明显小于为了保证整体安全性目标而提出的最低时限，则需要采取变更改造等措施来加强我厂应付全厂断电的能力。

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，但正常运行情况下是保持断开的。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。

（2）AAC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。这就要求在设计AAC电源时尽量保持与厂内应急交流电源最大多样性。

（3）全厂断电开始后AAC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。

（4）AAC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AAC电源是增强核电厂应付全厂断电时限能力的行之有效的手段，也是提高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，如表2所示。

虽然对于不同电厂具体数据有所差异，但还是可以看出增设AAC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AAC电源的可行性研究报告，等待批准实施。

表2 AAC电源对电厂CDF的影响Table 2 The influence of AAC power supply on CDF

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，若压力容器下封头失效，则熔融堆芯与混凝土底板的反应（MCCI）会在很长一段时间内连续不断地释放出氢气，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累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SBO情况下，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，使堆熔物快速冷却，减少堆熔物与冷却剂之间反应产生大量高温高压蒸汽，避免安全壳压力超过设计限值同样是非常重要的。

3.5 制定严重事故管理导则

根据法规要求，核电厂必须考虑严重事故管理，即防御性严重事故管理及缓解性严重事故管理。防御性严重事故管理措施(PAM)包括在我厂的应急操作规程(EOPs)里。需要指出，EOPs不仅包括应付设计基准事故，而且还包括应付超设计基准事故的早期阶段，即堆芯损伤发生之前的措施。堆芯损伤后EOPs不再合适，而需要与之分开的导则，就是严重事故管理导则（SAMG）。严重事故管理导则包括执行缓解性严重事故管理措施的所有指导。

我们知道，导致高压熔堆等严重事故的几大初因序列是：冷却剂丧失事故（LOCA），未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）和全厂断电（SBO）。对这些主要事故进程及其缓解措施进行分析，是提高严重事故管理水平和制定严重事故管理导则的前提条件。

秦山核电厂已基本完成运行工况1级PSA工作，已给出了引起堆芯损伤的主要事故及序列（包括全厂断电）。其结果可以应用到后续的工作中，以便为安全设备的改造提供依据，提高运行可靠性。现阶段更实际的方法是完善相应的运行规程，做好应急柴油机等安全设备的定期维护和保养，预防全厂断电事件的发生，从而减少严重事故发生的概率。

[1] 樊申. 秦山核电厂全厂断电事故研究和厂外后果分析[D].

[2] 陈耀东. 严重事故缓解措施对全厂断电（SBO）事故进程影响分析[J].

[3] 秦山核电厂最终安全分析报告[D].

[4] 魏文斌. 秦山核电厂严重事故管理构想[J].

[5] 上海核工程研究设计院. 秦山核电厂建设AAC电源的可行性研究报告[D].