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摘 要:根据重水堆核电厂的系统设计特点以及核电厂应急运行规程,分析了热传输系统泄漏事故的事件进程,之后,分析了本文和AECL事件树的差异,最后,提供了热传输系统事件树。
中图分类号:TJ510.1 文献标识码:A 文章编号:1674-098X(2012)07(a)-0082-01
1 概述
热传输系统(HTS)泄漏事件为,热传输系统出现泄漏量小于24kg/s的破口。因为当泄漏量小于24kg/s时,HTS压力下降至应急堆芯冷却(ECC)自动触发所用的时间较长,操纵员有足够的时间进行各种操作。
如果破口出现在反应堆堆芯外,则冷却剂将泄漏至安全壳内或者安全壳外;若破口出现在反应堆堆芯内,则不会导致冷却剂泄漏至安全壳内和安全壳外,只会导致被泄漏的系统发生超压失效。
根据重水供给泵的能力,热传输系统泄漏至安全壳内的事件又分为2棵事件树进行分析,即热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)和热传输系统大泄漏至安全壳内(IE-LKC2)。当热传输系统泄漏量小于重水供给泵的能力,则为热传输系统小泄漏至安全壳内。本文主要对热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)进行分析。
2 事件进程
当热传输系统小泄漏至安全壳内事件发生后,由于泄漏量小于重水供给泵的能力,因此在事故初期,稳压器压力维持不变,而只有重水贮存箱水位下降。当重水贮存箱排空后,稳压器压力才下降。
如果操纵员能在30min内通过警告识别发生了HTS泄漏,则操纵员将手动触发停堆,但是即使操纵员没有及时识别出HTS泄漏,反应堆在30min后也会自动触发停堆。停堆后,操纵员将进入《降功率响应及诊断》应急运行规程。根据该应急运行规程,操纵员进入《HTS泄漏》应急运行规程。如果操纵员能及时启动第二台上充泵以及隔离HTS净化和下泄,则LOCA信号不会触发。随后如果给水供应系统有效,则和蒸汽排放系统一起,构成二次侧热阱,电站的长期冷却也能得到维持。如果给水系统无效,则根据《降功率响应及诊断》应急运行规程进入《关键安全参数恢复规程》,要求操纵员投入停堆冷却系统(SDC)。如果SDC失效,则操纵员投入应急水系统(EWS)。
如果操纵员不能即时采取有效措施,或者隔离HTS下泄和启动第二台上充泵之一失效,那么当反应堆停堆后,HTS压力将下降至产生LOCA信号并且触发环路隔离,同时启动SG快速冷却,高压和中压安注依次注入,随着中压安注箱水装量的减少,以及安全壳地坑水的增加,低压安注启动实现HTS的长期补水。环路成功隔离后,完好环路的响应与通用瞬态事故类似,而且由于该事件频率远低于通用瞬态事故(约一个量级),因此本文仅针对破损环路进行分析。如果给水供应系统有效,则和蒸汽排放系统一起,构成二次侧热阱,电站的长期冷却也能得到维持。如果给水系统无效,则根据《降功率响应及诊断》应急运行规程进入《关键安全参数恢复规程》要求操纵员投入SDC。如果SDC失效,则操纵员投入EWS。
对于给水系统无效的工况,操纵员在执行《关键安全参数恢复规程》投入SDC时,会根据HTS温度和SG压力而闭锁SG补水和SG自动降压逻辑,但是如果SDC无效,则这些条件无法满足,因此SG补水和SG自动降压逻辑不会闭锁。但是如果HTS压力下降至LOCA信号,则操纵员进入《LOCA和ECC自动动作》规程,会闭锁EWS向蒸汽发生器的补水逻辑,因此需要操纵员手动操作。
此外,如果安注系统失效,压力管将由于形变而和排管接触,则慢化剂将作为热阱带出堆芯衰变热。
3 和AECL设计阶段PSA的主要差别
加拿大AECL公司在2003年完成的设计阶段PSA报告中,对热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)也进行分析,本节描述本文与之的主要差异与改进:
3.1 AECL公司认为
当操纵员及时隔离下泄、启动第二台上充泵和反应堆停堆,反应堆堆芯即能维持安全;但本分析认为:在这种情况下,反应堆衰变热可以从堆芯传至熱传输系统,但是由于没有其他热阱,热传输系统中的热量无法移除,堆芯不能维持长期安全,因此本分析认为需要在AECL的基础上,再考虑二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.2 AECL公司认为
反应堆自动停堆后,如果环路隔离失效,但SG快速降温和安注系统成功,即认为堆芯安全;但本分析认为:这种情况与第1)点类似,也需要二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.3 AECL公司认为
当ECC长期冷却建立后,即能维持堆芯的安全;本分析认为:在这种情况下,由于破口面积很小,是没有能力带走所有的反应堆衰变热,因此本分析认为需要在AECL的基础上,再考虑二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.4 环路隔离成功后的序列,由于破损环路和完好环路已经完全隔离,因此需要采用不同的操作进行缓解,所以可能出现部分堆芯损伤而部分堆芯依然完好的情况
在本分析中,认为环路成功隔离后,完好环路的响应与通用瞬态事故类似,而且由于该事件频率远低于通用瞬态事故(约一个量级),因此本文仅针对破损环路进行分析。
4 结论与讨论
在对AECL设计阶段PSA的审查中,发现了其一些不合理的方面,在本文中也对这些方面进行调整。经过这些调整,不但使得事件树的展开更加简化,而且逻辑更加清晰。但也存在一些需要深入研究的工作:
*在本文第3节第5)点中,将前三个题头经过调整,简化了事件树,但是调整后的序列2和3的发展依然完全相同,如何合并这2个序列的发展是进一步需要思考的问题。
*如本文第3节第4)点中,虽然目前保守的处理了隔离后两环路不对称的情况,但是如何能真实的反应堆芯的损伤状况,为后续的工作提供一个合理的接口也是进一步需要思考的问题。
中图分类号:TJ510.1 文献标识码:A 文章编号:1674-098X(2012)07(a)-0082-01
1 概述
热传输系统(HTS)泄漏事件为,热传输系统出现泄漏量小于24kg/s的破口。因为当泄漏量小于24kg/s时,HTS压力下降至应急堆芯冷却(ECC)自动触发所用的时间较长,操纵员有足够的时间进行各种操作。
如果破口出现在反应堆堆芯外,则冷却剂将泄漏至安全壳内或者安全壳外;若破口出现在反应堆堆芯内,则不会导致冷却剂泄漏至安全壳内和安全壳外,只会导致被泄漏的系统发生超压失效。
根据重水供给泵的能力,热传输系统泄漏至安全壳内的事件又分为2棵事件树进行分析,即热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)和热传输系统大泄漏至安全壳内(IE-LKC2)。当热传输系统泄漏量小于重水供给泵的能力,则为热传输系统小泄漏至安全壳内。本文主要对热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)进行分析。
2 事件进程
当热传输系统小泄漏至安全壳内事件发生后,由于泄漏量小于重水供给泵的能力,因此在事故初期,稳压器压力维持不变,而只有重水贮存箱水位下降。当重水贮存箱排空后,稳压器压力才下降。
如果操纵员能在30min内通过警告识别发生了HTS泄漏,则操纵员将手动触发停堆,但是即使操纵员没有及时识别出HTS泄漏,反应堆在30min后也会自动触发停堆。停堆后,操纵员将进入《降功率响应及诊断》应急运行规程。根据该应急运行规程,操纵员进入《HTS泄漏》应急运行规程。如果操纵员能及时启动第二台上充泵以及隔离HTS净化和下泄,则LOCA信号不会触发。随后如果给水供应系统有效,则和蒸汽排放系统一起,构成二次侧热阱,电站的长期冷却也能得到维持。如果给水系统无效,则根据《降功率响应及诊断》应急运行规程进入《关键安全参数恢复规程》,要求操纵员投入停堆冷却系统(SDC)。如果SDC失效,则操纵员投入应急水系统(EWS)。
如果操纵员不能即时采取有效措施,或者隔离HTS下泄和启动第二台上充泵之一失效,那么当反应堆停堆后,HTS压力将下降至产生LOCA信号并且触发环路隔离,同时启动SG快速冷却,高压和中压安注依次注入,随着中压安注箱水装量的减少,以及安全壳地坑水的增加,低压安注启动实现HTS的长期补水。环路成功隔离后,完好环路的响应与通用瞬态事故类似,而且由于该事件频率远低于通用瞬态事故(约一个量级),因此本文仅针对破损环路进行分析。如果给水供应系统有效,则和蒸汽排放系统一起,构成二次侧热阱,电站的长期冷却也能得到维持。如果给水系统无效,则根据《降功率响应及诊断》应急运行规程进入《关键安全参数恢复规程》要求操纵员投入SDC。如果SDC失效,则操纵员投入EWS。
对于给水系统无效的工况,操纵员在执行《关键安全参数恢复规程》投入SDC时,会根据HTS温度和SG压力而闭锁SG补水和SG自动降压逻辑,但是如果SDC无效,则这些条件无法满足,因此SG补水和SG自动降压逻辑不会闭锁。但是如果HTS压力下降至LOCA信号,则操纵员进入《LOCA和ECC自动动作》规程,会闭锁EWS向蒸汽发生器的补水逻辑,因此需要操纵员手动操作。
此外,如果安注系统失效,压力管将由于形变而和排管接触,则慢化剂将作为热阱带出堆芯衰变热。
3 和AECL设计阶段PSA的主要差别
加拿大AECL公司在2003年完成的设计阶段PSA报告中,对热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)也进行分析,本节描述本文与之的主要差异与改进:
3.1 AECL公司认为
当操纵员及时隔离下泄、启动第二台上充泵和反应堆停堆,反应堆堆芯即能维持安全;但本分析认为:在这种情况下,反应堆衰变热可以从堆芯传至熱传输系统,但是由于没有其他热阱,热传输系统中的热量无法移除,堆芯不能维持长期安全,因此本分析认为需要在AECL的基础上,再考虑二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.2 AECL公司认为
反应堆自动停堆后,如果环路隔离失效,但SG快速降温和安注系统成功,即认为堆芯安全;但本分析认为:这种情况与第1)点类似,也需要二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.3 AECL公司认为
当ECC长期冷却建立后,即能维持堆芯的安全;本分析认为:在这种情况下,由于破口面积很小,是没有能力带走所有的反应堆衰变热,因此本分析认为需要在AECL的基础上,再考虑二次侧热阱带热才能维持堆芯的长期冷却,保障堆芯长期安全。
3.4 环路隔离成功后的序列,由于破损环路和完好环路已经完全隔离,因此需要采用不同的操作进行缓解,所以可能出现部分堆芯损伤而部分堆芯依然完好的情况
在本分析中,认为环路成功隔离后,完好环路的响应与通用瞬态事故类似,而且由于该事件频率远低于通用瞬态事故(约一个量级),因此本文仅针对破损环路进行分析。
4 结论与讨论
在对AECL设计阶段PSA的审查中,发现了其一些不合理的方面,在本文中也对这些方面进行调整。经过这些调整,不但使得事件树的展开更加简化,而且逻辑更加清晰。但也存在一些需要深入研究的工作:
*在本文第3节第5)点中,将前三个题头经过调整,简化了事件树,但是调整后的序列2和3的发展依然完全相同,如何合并这2个序列的发展是进一步需要思考的问题。
*如本文第3节第4)点中,虽然目前保守的处理了隔离后两环路不对称的情况,但是如何能真实的反应堆芯的损伤状况,为后续的工作提供一个合理的接口也是进一步需要思考的问题。