CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究

DOI: 10.11991/yykj.202001008
网络出版地址：https:///kcms/detail/23.1191.U.20201110.1458.002.html
CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究
吴鹏，刘宇生，王冠一，贾伟
生态环境部 核与辐射安全中心，北京 100082
摘 要：为对严重事故管理导则(SAMG)的编写和实施做进一步改进，本文在调研国内其他核电厂严重事故后缓解有效举措后，选择冷却剂主管道冷段部分双端断裂(LBLOCA)叠加丧失应急堆芯冷却(无高、低安注投入，无安全壳主/辅喷淋)、主蒸汽管道断裂(MSLB)叠加丧失喷淋、失水(LOFW)未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)严重事故状态等作为CPR1000机组的最重要的严重事故的事故序列，利用核与辐射安全中心全范围验证仿真模拟机包含严重事故发生情况下的仿真验证系统(VVS)，在严重事故发生后，实时跟踪采取缓解举措与未采取缓解举措事故的发展后果，从而验证CPR1000核电机组满功率运行时(RP 模式)，严重事故发生后SAMG 缓解举措的有效性，为CPR1000机组SAMG 的改进提供借鉴。

仿真结果表明，采取SAMG 缓解举措，能够有效抑制严重事故的进一步恶化。

关键词：核电站；严重事故；福岛核电站核事故；缓解举措；有效性；满功率运行模式；事故序列；事故进程中图分类号：TL339 文献标志码：A 文章编号：1009−671X(2020)06−0084−06
Effectiveness research about mitigation measures of serious nuclear
accidents on RP mode of CPR1000 unit
WU Peng, LIU Yusheng, WANG Guanyi, JIA Wei
Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China
Abstract : After the Fukushima nuclear accident, regulatory authorities have put forward requirements for the severe accident management guideline (SAMG). Based on the investigation of serious accident mitigation measures of other nuclear power units in China, we selected loss of cooling water accident caused by large breach (LBLOCA) and loss of the emergency core cooling system (without high and low safety injection inputs and no containment spray), large breach of the main steam pipe (MSLB) and loss of flow water supply and anticipated transients without scram (ATWS)as the relatively important serious accident sequences for the CPR1000 unit. Using the virtual verification simulation system (VVS) of the Nuclear and Radiation Safety Center system to analyze and compare the development of serious accidents with and without mitigation measures. This paper aims to verify the effectiveness about SAMG (RP Mode) of CPR1000 unit after serious accident. In the end, we provide a reference for the improvement of SAMG on CPR1000unit. The results show that the implementation of the SAMG about CPR1000 unit can inhibit the development of severe accidents.
Keywords: nuclear power plant; severe accident; Fukushima nuclear accident; mitigation measures; effectiveness; RP mode; accident sequence; accident progress
日本福岛核电站核事故发生后，监管部门对
SAMG 的编写和实施提出了要求[1]。

当前，各核电站针对严重事故预防与缓解进行了大量的研究，并在逐步改进。

但是由于严重事故探究的复杂多变和严重事故后缓解举措实验方法的有限
性，需要做进一步的研究，以提高设计的有效性[2−3]。

国内外同行在掌握严重事故进程的基础上，都在积极开展SAMG 研究、培训和演习的同时，也都在积极开发建造严重事故模拟机，以对SAMG 的有效性、应急演习场景的数据进行验证。

根据研究需求，本文分别对中核集团、中广核集团各核
电站[4]
、各研究院所的SAMG 编写流程、严重事故模拟机的建设情况、人员培训情况以及SAMG 的验证进展进行了调研。

当前，我国在运核电机组的SAMG 大都编写完成并用于实践，但SAMG 的验证大多基于开发
收稿日期：2019−12−26. 网络出版日期：2020−11−10.作者简介：吴鹏，男，工程师；
刘宇生，男，工程师.
通信作者：刘宇生，E-mail ：**********************.
第 47 卷第 6 期应 用 科 技
Vol.47 No.62020 年 11 月
Applied Science and Technology
Nov. 2020
过程中的严重事故分析、计算，以及有限的第三方验证，大多不够完善，未经过详细的分析验证。

本文旨在调研其他核电站严重事故后SAMG 的基础上，验证现有SAMG在CPR1000核电机组严重事故发生后的有效性，为CPR1000核电厂SAMG的改进提供一定的借鉴[5]。

1 SAMG及VVS系统
1.1 SAMG导则及实施流程
严重事故发生时，主控室操作人员将使用SAMG，主要用于保护裂变产物边界、尽可能缓解裂变产物的不受控释放、缓解事故后果以及使其恢复到人为可控的工况。

目前，CPR1000核电机组的SAMG主要由中科华研究院负责，包括严重事故导则(severe accident guidelines，SAG)和严重威胁导则(severe club guidelines，SCG)。

SAMG的使用人员为技术支持中心人员(technical support center，TSC)和主控室操作员(main control room operator，MCR)。

根据SAMG，TSC将给出行动建议，MCR则执行通过批准的行动，对严重事故进程进行干预。

严重事故模块能模拟SAMG中涉及的主要干预动作，严重事故模拟程序将根据输入指令连续运行，直至模拟停止。

如果SAMG能够实现全部电子化，可实现实时在线监测堆内外重要参数，并自动判断反应堆的状态，给出诊断流程图(diagnostic flow chart，DFC)需要执行导则的建议，并给出事故后果预测。

技术支持组的最终决策将通过专家支持系统以电子操作单的方式发送到主控室中，由操做员执行完成。

如图1所示，倘若满足严重事故的入口条件，在技术支持人员组未到位时，将首先进入主控室的严重事故状态下初始响应管理导则SACRG-1，按程序执行相应的检查与操作；技术支持组到位后，主控室将进入TSC投入后主控室的严重事故状态下管理导则SACRG-2，此时决策功能转移给TSC；TSC将通过DFC和严重事故威胁状态树(severe incident club state tree，SCST)给出需要执行的建议；利用辅助计算CA曲线自动判断，决策执行SAG或SCG，二者可同时执行；此时，TSC将给出行动建议，MCR则执行通过批准的行动，对严重事故进程进行干预，如此往复；同时，技术支持中心长期监督SAEG-1将长期监视事故状态；最后，如果满足SAMG终止条件，将终止SAMG的执行。

图1 SAMG实施流程
1.2 VVS系统
生态环境部核与辐射安全中心(以下简称“中心”)全范围验证仿真模拟机系统(VVS)，可进行严重事故工况模拟，除此之外还可进行正常运行工况、事故工况、停堆工况的仿真模拟。

因此，中心VVS系统能够在模拟严重事故过程中，与正常运行工况平滑对接，模拟机操作人员还可根据SAMG 实时干预事故进程。

堆芯的出口温度符合进入严
第 6 期吴鹏，等：CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究·85·
重事故限值时(出口温度大于650 ℃)，VVS 仿真系统应用MELCOR 软件建立主系统及对应辅助系统的数学模型，保证MELCOR 软件建立数学模型的外部数据接口与RELAP-3D 软件的有效对接。

国内外同行在开展SAMG 研究、培训和演习的同时，也都在积极开发建造严重事故模拟机。

中心的VVS 系统能够实现全工况模拟，提供反应堆等状态的二维动态显示功能(如图2、3所示)，进行综合应急演习，进行设计和运行验证以及人员培训，有助于对严重事故机理、严重事故进程以及严重事故缓解举措有全面的认识。

2 3002 1001 9001 7001 5001 3001 100900700500300
熔化
℃
图2 堆芯CORE 温度
kg
14 00012 00010 0008 0006 0004 0002 0001 000
图3 堆芯坍塌示意
2 仿真模拟及结果分析
在大量调研国内同行研究最新进展的基础之上，本文先着重分析相关严重事故的事故谱，遴选最重要的严重事故发展序列；其次，利用中心VVS 系统3keymaster 实时仿真平台内嵌的MELCOR 工程分析程序，设置严重事故发展场景，并逐渐手动干预恢复前期设置的故障，模拟严重事故的
发展，实时记录重要的状态参数。

最后，通过对
比分析采取缓解举措与未采取缓解举措事故发展过程的不同，并参考文献[6]中EPR 严重事故的缓解举措与CPR1000严重事故缓解举措的异同点，探究CPR1000机组在现有SAMG 导则下缓解举措(稳压器卸压能力的延伸、安全壳降压过滤
排放功能系统以及非能动氢气复合器[7]
)的有效性。

2.1 严重事故重要序列选取
本文重点研究了CPR1000机组严重事故发生后最重要事故发展序列的遴选，通过事故谱分析，最终选取冷却剂主管道冷段的双端剪切断裂叠加事故后应急堆芯丧失冷却、二回路主蒸汽管道破口叠加失去喷淋、ATWS 作为严重事故最重要序列，如表1所示。

上述严重事故重要序列几
乎涵盖了最可能发生的严重事故[8−10]。

表1 严重事故重要事件状态
序号重要事件
序列事故状态概要对应缓解举措
1大破口一回路失水+堆芯应急冷却丧失采用氢气复合器[7]
；安全壳过虑排气泄压等2ATWS 失去堆芯冷却＋ATWS 采用氢气复合器；安全壳过虑排气泄压；稳压器安全阀卸压功能延伸等
3
SGTR
SGTR ＋喷淋系统失效
安全壳通过过虑排放方式不断泄压
2.2 严重事故场景设置
结合对国内SAMG 的调研，了解了严重事故的缓解举措(主要包含：稳压器内卸压功能的延伸、非能动氢气复合器以及安全壳通过卸压过滤排放方式不断泄压)及严重事故发生时SAMG 的执行方式。

首先，利用VVS 仿真平台插入严重事故(见表2)，模拟严重事故重要序列的发生；然后，假设SAMG 自动缓解举措不能有效执行，并实时记录严重事故的发展过程；最后，在假设部分故障被排除的基础上，利用VVS 仿真平台模拟执行SAMG ，观测并记录严重事故发展过程，并分析比对有效执行SAMG 与未执行SAMG 情况下严重事故的发展程度，研究现有SAMG 的缓解举措有效执行情况下是否仍然存在不足。

2.3 结果分析
按照事故模拟进程，场景设置完成后，VVS 系统将实时仿真严重事故的进程，在不实施SAMG 的时候，事故发展序列图4所示。

事故发生以后，堆芯剩余热量无法及时导出，以致堆芯出口处温度大于650 ℃，最终进入严重事故；在不执行SAMG 情况下，安全壳内氢气的浓度将达到限值，严重威胁安全壳的安全；同时，由于堆芯余热不能及时排
出，最终导致堆芯熔毁[11−12]。

该事故进程序列图很
·86·应 用 科 技第 47 卷
好地反映了在不采取任何缓解举措情况下严重事故的发展，为后续仿真比对提供参考。

表2 CPR1000机组严重事故场景模拟
序号故障插入快捷方式1IMF mfRCP02B f:0.052IRF rfRIS01 f:03IRF rfRIS02 f:04IRF rfRIS04 f:05IRF rfRIS05 f:06ICM mov_RIS032VP t:17ICM mov_RIS033VP t:18ICM mov_RIS036VP t:19IMF mfGEW01 f:110ICM mov_RIS035VP t:1
——
举例说明：IMF mfGEW01 f:1 失去GEW
IMF mfRCP02B f:0.05 坡口5%
图4 严重事故发展序列(不执行SAMG)
2.3.1 一回路冷端大破口+堆芯失去应急冷却事件
由图5、6可知，在不执行SAMG 的情况下，不同位置燃料的表面温度会逐步升高，直至堆芯完全熔毁；堆芯的水位会不断降低，直至堆芯裸露。

正是因为失去堆芯应急冷却水，将导致事故
后果逐步恶化[13]。

由于堆芯未能采取有效举措进行补水，导致堆芯水位不断下降，堆芯失去冷却直至熔毁。

由此可知，严重事故发生后如果不能及时采取高效的缓解举措，事故发展将不受控制，对反应堆安全极为不利。

0.50.5
1.0 1.0
1.5
1.5
2.0 2.0
2.5 2.5
3.0 3.0
t /103 s
堆芯下部燃料芯块
堆芯上部燃料芯块图5 环路燃料温度随时间变化趋势
图6 堆芯水位随时间变化趋势
从图7可知，启用环路稳压器手动安全泄压后，环路稳压器内压力逐渐降低，有效避免反应堆熔毁。

图8~11中，正是由于人为设定了安注功能的及时恢复，才引起燃料环路温度、安全壳压力、稳压器内压力的下降以及反应堆堆芯的再次淹没；由图9、12可知，当安全壳壳内过滤排放系统启动后，壳内压力将会跟随气体的排出逐步降低，防止安全壳由于超压而损坏。

由此可见，在严重事故发生后，如能及时采取有效的缓解
举措，恢复相关安注、泄压等系统(或设施)功能，可以极大地缓解事故后果，避免事故发展不受控制。

图7 稳压器压力随时间变化趋势
图8 安全投入后环路燃料温度随时间变化趋势
2.3.2 ATWS+失去堆芯应急冷却事件
由图13、14可知，正是由于假设了安注功能及时恢复，才引起燃料环路温度的下降以及堆芯再淹没的实现，避免了堆芯熔毁
[14−15]。

在安注功
能未恢复时，堆芯失水导致堆芯水位不断下降，
第 6 期吴鹏，等：CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究
·87·
堆芯失去冷却导致环路燃料温度急剧上升，如不能进一步采取有效缓解举措，事故发展将不受控制。

此时，模拟假设安注功能及时恢复，堆芯水位逐步建立，堆芯冷却功能建立，环路燃料温度逐步下降，此举可以极大地缓解事故后果，避免事故发展不受控制。

图9 安全壳过滤排放及安注投入后安全壳压力随时间变
化趋势
图10 安注投入后堆芯水位随时间变化趋势
图11 安注投入后稳压器压力随时间变化趋势
图12
安全壳过滤排放后安全壳压力随时间变化趋势图13 安注投入后环路燃料温度随时间变化趋势
图14 安注投入后堆芯水位随时间变化趋势
2.3.3 SGTR+失去安喷事件
由图15可知，二回路主蒸汽压力管道破裂叠加失去安喷时，当假设启用安全壳壳内过滤排放系统，壳内压力会伴随壳内气体的逐渐排出而趋于稳定，避免了安全壳超压损坏；图16中，正是由于假设了安注功能及时恢复，才引起燃料环路温度的下降，避免了堆芯熔毁。

在安注功能未恢复时，堆芯失水导致堆芯水位不断下降，堆芯失去冷却导致环路燃料温度急剧上升，安注功能及时恢复后，堆芯冷却功能建立，环路燃料温度逐步下降。

同理，安全壳壳内的过滤排放系统启用时，壳内压力将不再上升，有效确保了安全壳的完整。

严重事故发生后，如能及时采取有效的缓
解举措，恢复相关安注、泄压等系统(或设施
)功能，可以极大地缓解事故发展后果，有效避免事故发展不受控制。

图15 安全壳压力随时间变化趋势
·88·应 用 科 技
第 47 卷
图16 安注投入后环路温度随时间变化趋势
3 结论
本文基于CPR1000核电站机组，分析比对了采取和未采取SAMG缓解举措情况下严重事故的发展程度，分析比较了堆芯和安全壳的事故后进展，以及EPR严重事故的缓解举措与CPR1000严重事故缓解举措的异同点，为CPR1000严重事故后缓解举措提供一定的借鉴，得到结论和建议如下：
1) 通过CPR1000机组SAMG的执行，可以有效地抑制严重事故进程的进一步恶化，防止出现高压熔堆，使壳内的压力及氢气浓度逐步降低，保障了安全壳的完整。

2) CPR1000机组在二回路系统主蒸汽压力管道破裂时，壳内的压力急剧上升，有可能超越安全壳的允许压力，不利于安全壳的安全运行和包容放射性物质，建议适当提高CPR1000安全壳的允许压力。

3)严重事故发生后，在安全壳内，CPR1000机组仅能依靠安壳内喷淋导出热量，而EPR机组则利用EVU专用的中间冷却水系统将壳内热量导出，后续CPR1000机组优化可以考虑增加安全壳内热量的实时导出系统。

参考文献：
王中堂. 加强严重事故研究, 提高核电厂安全水平[J]. 核安全, 2014, 13(1): 1–3.
[1]
杨燕华, 徐济鋆. 国外核电厂严重事故研究规模与现状[J]. 核安全, 2003(2): 48–53.
[2]
炊晓东. 压水堆核电厂严重事故与对策浅析[J]. 中国高新技术企业, 2013(8): 137–139.
[3]
郑发忠. 浅议大亚湾和岭澳核电厂严重事故管理导则[J]. 核安全, 2013(1): 26–29.
[4]
濮继龙. 压水堆核电厂安全与事故对策[M]. 北京: 原子能出版社, 1995.
[5]
郑华. EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较[J]. 核科学与工程, 2010, 30(3): 250–257.
[6]
肖建军. 严重事故下安全壳内氢气分布及缓解措施的研究[D]. 北京: 清华大学, 2006.
[7]
刘涛, 玉宇, 童节娟, 等. 核电厂严重事故序列选取准则探讨[J]. 科技导报, 2009, 27(19): 24–27.
[8]
张琨, 曹学武. 压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析[J]. 原子能科学技术, 2008, 42(6): 530–534.
[9]
骆邦其, 林继铭. CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列[J]. 核动力工程, 2010, 31(S1): 1–3, 7.
[10]
孔静, 张奇, 应亮, 等. 压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计[J]. 核安全, 2017, 16(1): 75–81.
[11]
李琳, 臧希年. 压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究[J]. 核安全, 2007(4): 39–44.
[12]
焦振营, 张建文, 于枫婉, 等. CPR1000核电厂乏燃料水池重力补水的有效性分析[J]. 核安全, 2018, 17(2): 31–37.
[13]
SEHGAL B R. Accomplishments and challenges of the severe accident research[J]. Nuclear engineering and design, 2001, 210(1/2/3): 79–94.
[14]
张森如, 唐钢. 秦山第二核电厂全厂断电引发的严重事故初步分析[J]. 核安全, 2004(2): 45–49.
[15]
本文引用格式：
吴鹏, 刘宇生, 王冠一, 等. CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究[J]. 应用科技, 2020, 47(6): 84–89. WU Peng, LIU Yusheng, WANG Guanyi, et al. Effectiveness research about mitigation measures of serious nuclear accidents on RP mode of CPR1000 unit[J]. Applied science and technology, 2020, 47(6): 84–89.
第 6 期吴鹏，等：CPR1000机组满功率运行发生严重事故后缓解举措有效性研究·89·。