AP1000蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂(SGTR)事故分析研究.pdf

1、依據(jù)核電廠設(shè)計基準(zhǔn)事故分類原則，蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（SGTR）事故屬于III類事故（稀有事故），但是從實際運行情況反饋的數(shù)據(jù)來看，SGTR事故相較于其他III類事故，具有放射性危害更加大，且出現(xiàn)頻次更高的特點[1]。一旦出現(xiàn)SGTR事故，則核電廠很有可能同時喪失兩道放射性安全屏障（即：一回路壓力邊界和反應(yīng)堆安全殼），放射性物質(zhì)可能經(jīng)二回路主蒸汽安全閥和大氣釋放閥、蒸汽發(fā)生器排污（BDS）系統(tǒng)及冷凝器排氣（CMS）系統(tǒng)等多種途徑排放到環(huán)

2、境中，可能造成嚴(yán)重的放射物泄漏危害。因此，在各種技術(shù)路線的壓水堆核電廠中SGTR事故都是核管當(dāng)局評審時重點關(guān)注的事故之一。
　　AP1000核電廠是美國西屋公司研發(fā)的基于非能動技術(shù)的壓水堆核電機組。在AP1000事故后果評價中，美國基于總有效劑量當(dāng)量（TEDE）對事故的放射性后果進(jìn)行評價，并在相關(guān)法規(guī)導(dǎo)則中給出了具體事故源項及放射性后果分析的方法、假設(shè)及驗收準(zhǔn)則。中國對事故放射性后果的評價基于全身有效劑量及甲狀腺劑量，并在GB-6

3、249(2011)中給出各類事故的劑量驗收準(zhǔn)則，而不是針對具體事故給出驗收準(zhǔn)則。另外，目前國內(nèi)還沒有與國標(biāo)配套的事故源項及放射性后果分析的方法、假設(shè)相關(guān)的法規(guī)、導(dǎo)則。上述差異導(dǎo)致采用美國法規(guī)、導(dǎo)則中的方法論得到的SGTR事故放射性后果不能滿足國標(biāo)要求，因此AP1000 SGTR事故從一開始就是國家核安全局評審時重點關(guān)注的問題之一。
　　SGTR事故的放射性后果與電廠設(shè)計、具體的熱工水力行為、事故應(yīng)對策略密切相關(guān)，電廠設(shè)計中有無防止

4、蒸汽發(fā)生器（SG）滿溢的設(shè)計措施或事故處理策略、蒸汽發(fā)生器安全閥是否有過水失效卡開的風(fēng)險、事故過程中傳熱管是否裸露（傳熱管裸露可能大大增加破口流量閃蒸份額）、破口流量的持續(xù)時間和終止過程、是否需要操縱員干預(yù)以使電廠達(dá)到安全、穩(wěn)定的停堆狀態(tài)等因素均對事故放射性后果造成重要影響。
　　本文采用系統(tǒng)性熱工水力分析程序RELAP5對AP1000 SGTR事故進(jìn)行分析，通過事故熱工水力行為研究AP1000核電廠應(yīng)對SGTR事故的設(shè)計特點及事

5、故應(yīng)對策略，為事故放射性后果分析提供參考和輸入。
　　首先，采用系統(tǒng)性熱工水力分析程序RELAP5建立AP1000核電廠的熱工水力分析模型。而后對不同分析假設(shè)情況下的SGTR事故放射性后果工況和滿溢工況分別進(jìn)行分析，并通過不同蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂數(shù)量及有無操縱員干預(yù)進(jìn)行敏感性分析，研究AP1000核電廠應(yīng)對SGTR事故的設(shè)計特點及事故處理策略。
　　研究結(jié)果表明，在SGTR事故情況下AP1000核電廠的滿溢保護邏輯、自動保護

6、系統(tǒng)和非能動設(shè)計可在操縱員不干預(yù)的情況下有效防止蒸汽發(fā)生器發(fā)生滿溢（滿溢裕量在400 ft3以上）、終止破口流量并將反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)穩(wěn)定在安全、穩(wěn)定的狀態(tài)，并避免自動卸壓系統(tǒng)動作。通過有、無操縱員干預(yù)的敏感性分析表明，在操縱員的適當(dāng)干預(yù)下，反應(yīng)堆能更快停堆，一、二回路能更快達(dá)到壓力平衡并破口流量終止，最終更快使電廠達(dá)到安全、穩(wěn)態(tài)狀態(tài)。因此，AP1000核電廠在應(yīng)對SGTR事故中，從系統(tǒng)設(shè)計和事故處理策略兩方面有效降低了事故過程中人員操作