AP1000对全厂断电事件分析 摘要：本文分析了AP1000核电厂在发生全厂断电事件时的事故序列和后果，得出AP1000在发生全厂断电事件时能保证堆芯和公众安全的结论。并从事故后电厂再运行的角度，提出了根据失去厂外交流电源（LOOP）同时汽机停运信号投入非能动余热排出热交换器（PRHR HX）的建议。 1.概述 全厂断电（Station Blackout）是指核电厂内安全级的和非安全级的配电装置母线全部失去交流电源，即失去厂外电源同时汽机脱扣和厂内应急交流系统故障（指应急柴油发电机全部失效）。这时核电厂内依然可以使用的电源只有由厂内蓄电池组供给的直流电源或经逆变后送到母线的交流电源，或者是专门为应对全厂断电事件而设置的替代交流电源。 2.全厂断电原因 AP1000失去厂外交流电源可由下述初始事件造成： 1) 超过设计基准的地震作用从而导致输电线的损坏； 2) 异常寒冷的天气出现霜冻导致输电线的损坏； 3) 超强台风导致输电线的损坏； 4) 电网电压波动导致电网崩溃，造成大面积停电。 AP1000失去厂内交流电源可由下述初始事件造成： 1) 地震的作用导致工艺冷却水系统通道损坏，从而导致柴油机组辅助系统丧失最终热阱而不可用； 2) 地震的作用导致供油系统油箱和通道损坏，从而导致柴油机组失去燃料而不可用； 3) 海啸引起柴油机厂房水淹，从而导致柴油机组不可用； 4) 柴油机共因故障不能启动。 3.AP1000全厂断电事件时堆芯冷却 全厂断电后，开始阶段堆芯和SG之间的自然循环可以导出部分堆芯热量。之后堆芯热量主要通过非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统导出到最终热阱—大气。 全厂断电后，主泵开始惰转，主泵惰转流量能帮助堆芯和SG之间自然循环的建立。堆芯热量被带到SG中，SG中的水被加热，SG压力升高。当SG压力达到安全阀动作定值时安全阀打开，反应堆衰变热排入最终热阱—大气。这个方式由于受到SG水装量的限制，从堆芯导出的热量有限。 PRHR HX位于IRWST内，其管侧维持在RCS压力下，充满低温冷却剂。PRHR HX入口管线隔离阀维持常开，出口管线由两个并联的常关气动隔离阀进行隔离。PRHR HX的入口管线与主管道热段上部相连，出口管线与SG冷封头相连，其布置可以保证交换器管侧在主回路压力下充满冷却剂，且热交换器内水温与IRWST内水温相同，这样可以确保在电厂运行期间自然循环压头的建立和保持。 PRHR HX投入后，堆芯和PRHR HX之间建立自然循环，堆芯热量被带到IRWST中，IRWST温度上升。PRHR HX投入两小时后，IRWST内的水将达到饱和温度，产生的蒸汽将进入钢制安全壳内，致使安全壳内压力升高，达到高-2压力触发非能动安全壳冷却系统动作对安全壳外表面进行冷却，蒸汽在安全壳内壁凝结，冷凝水沿钢壳内壁向下流，由安全壳内运行平台处的安全级集水槽收集后引回换料水箱，使之继续作为热交换器的冷却介质。电厂正常运行时，集水槽中收集的水被引向地坑。一旦PRHR HX投入运行，集水槽疏水管上的安全级隔离阀自动关闭，满溢的凝结水将返回换料水箱。通过非能动安全壳冷却系统喷洒的冷却水和安全壳外空气的自然对流冷却，反应堆衰变热排入最终热阱——大气。 4.AP1000核电厂全厂断电事故结果分析 4.1对一回路参数变化的思考 AP1000失去外部交流电源且厂内柴油发电机顺利启动带载事件，存在两分钟的“短时全厂断电”。因为AP1000的厂内柴油发电机为非1E级，它从接收启动命令到开始带载需要120s，这段时间内厂内没有交流电源，只有蓄电池供电。相比于全厂断电，在这120s的时间间隔内和全厂断电完全一样，等柴油机启动带载后，PRHR HX已经投入，且稳压器安全阀打开了66s，两个安全阀的排放能力很大（682,000 kg/hr），将有大量一回路带放射性的冷却剂排放到稳压器隔间，对隔间里的设备和管道造成不利影响，电厂再运行可能需要对房间和房间里的设备进行去污处理，将会耗费更多的时间，不利于电厂的经济运行。 发生全厂断电后，假设PRHR HX根据发生LOOP同时汽机停运信号启动，由于此时主泵刚开始惰转，主泵惰转流量能帮助PRHR HX自然循环的建立，PRHR HX将以最大流量投入，以最大能力导出堆芯的热量。这样可以限制一回路压力在全厂断电后0到15秒内的上升速度。如果在0到15秒时间段内一回路压力没有上升到17.1MPa，15s后SG安全阀打开，蒸汽的排放带出的热量加上PRHR HX带出的热量大于堆芯衰变热，稳压器压力将会下降。如果在0到15秒时间段内一回路压力上升到17.1MPa，稳压器安全阀会打开，但SG安全阀打开后会很快关闭。这样可以避免稳压器安全阀打开或者减少稳压器安全阀打开的时间。如果交流电源能在两小时内恢复，且又避免了稳压器安全阀的打开，对电厂的再运行将有很大好处。 4.2不同时间恢复交流电源的结果分析 2小时内恢复交流电源，此时IRWST内水温还未达到饱和温度，也不会有大量一回路冷却剂排出到稳压器隔间里，恢复交流电源后通过二回路和一回路设备导出堆芯热量，不会对电厂造成大的影响。电厂可以继续运行。 22小时内恢复交流电源，此时IRWST内水温已经达到饱和温度，开始蒸发到安全壳内，同时稳压器安全阀再次打开，会有大量带放射性的一回路冷却剂排放到稳压器隔间里。电厂再次运行可能需要对安全壳内设备去污。 22小时后恢复交流电源，由于在全厂断电22小时后ADS1-4级会自动动作，一回路完全卸压，IRWST里的硼水靠重力注入堆芯，安全壳会被水淹没，安全壳内放射性水平会升高。电厂再次运行需要更换爆破阀和对安全壳内设备和管道进行去污，大量放射性废液需要处理，会造成巨大的经济损失。 由以上分析可以看出，虽然全厂断电后AP1000安全系统不依靠交流电源来完成堆芯热量导出的功能，但为了电厂能继续运行，也需要尽快恢复交流电源。 5.结论 1. AP1000全厂断电属于中等频率事件，而二代核电厂全厂断电属于超设计基准事故，非能动安全系统的使用降低了事故等级。 2. 建议PRHR HX根据发生LOOP同时汽机停运信号启动，有利于一回路热量的导出，可以避免稳压器安全阀打开或减少稳压器安全阀打开的时间，提高电厂事故后再运行的能力和提高经济效益。 参考文献： 1.钱记生，《核物理和反应堆物理基础》 2.张龙飞，《压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施》 3.上海核工程研究设计院，《AP1000内陆核电厂标准设计》 本文来源：https://www.wddqw.com/doc/77582a75d838376baf1ffc4ffe4733687e21fca3.html