核电站基于征兆导向的关键安全功能状态树事故响应策略分析

核电站基于征兆导向的关键安全功能状态树事故响应策略分析

甄世军 郑明志

山东省荣成市宁津街道国核示范电站有限责任公司，山东省荣成市264312

摘要：核电站的六大关键安全功能是事故工况下需要优先保障的，是确保堆芯安全的重要屏障。本文对大型先进非能动压水堆核电站基于征兆导向的关键安全功能状态树在事故工况下的处理逻辑、响应策略等内容进行全面的论述，有助于从总体上进一步理解核电站事故工况下的安全功能恢复手段。

关键词：征兆导向，关键安全功能，事故

1引言

应急运行规程（EOP）是核电站事故工况下最高优先级的运行规程，是核电站安全运行的重要保障。核电站在事故工况下可能由于机组工况复杂、人员干预失误、多重事故叠加等原因，使核电站偏离事故分析中的典型工况，从而使基于事件导向的事故规程适用性降低。

基于征兆导向的关键安全功能状态树（简称CSFST）是通过对较可能发生的事故进行系统的分析，归纳形成一些具有典型特征的征兆，发生事故后，操纵员基于观察到的征兆采取行动，其最大优点在于当无法准确判断具体事故的情况下为操纵员提供指导来响应机组异常，恢复机组到安全状态。

2关键安全功能

以大型先进非能动压水堆核电站为例，CSFST指导操纵员通过监视有限的机组参数对六大关键安全功能进行持续的诊断，与状态树中的参考值进行比较，进行“是”和“否”两种判断，如果安全功能不满足，则指导操纵员执行对应的功能恢复规程对安全功能进行恢复。其安全功能优先级由高到低依次为：反应性/次临界（S：Subcriticality），堆芯冷却（C：Core Cooling），热阱（H：Heat Sink），完整性（P：Integrity），安全壳（Z：Containment），装量（I：Inventory）。

每个关键安全功能按严重程度，分为“红灯”、“橙灯”、“黄灯”、“绿灯”四种工况，严重程度依次降低，绿灯表示满足安全状态。

3CSFST的事故响应策略

3.1反应性/次临界（S）

次临界状态树反映反应堆停堆后功率是否按照预期进行衰减，需要监视的参数包括中间量程中子注量率和启动率。

停堆后反应堆功率会快速下降至额定功率的5%以下，然后慢慢衰变至低于10-8%数量级。如果停堆后功率高于5%或存在正的启动率，说明反应堆未有效停闭（即出现了ATWS）或反应堆停堆裕量不足，会严重威胁燃料包壳的完整性。

应对此种工况的响应策略是确保反应堆有效停堆，控制棒插入堆芯。如果自动停堆功能失效，则采取一切必要的手动措施将反应堆停闭，这些措施包括停运棒控电源机组、通过棒控系统手动插棒等。如果停堆裕量不足，则可能存在控制棒卡棒、堆芯误稀释等情况，此时应确保所有非硼化水源处于隔离状态，并启动紧急硼化，将高浓度硼酸溶液注入堆芯，提高反应堆停堆裕量。

3.2 堆芯冷却（C）

堆芯冷却状态树反映堆芯冷却的状态，需要监视的参数包括堆芯出口温度和一回路过冷度。

如果出现了ICC（堆芯冷却不足），会使堆芯工况超出设计基准事故的标准，需要操纵员采取紧急措施防止堆芯损坏。一般使用堆芯出口温度高于650℃来表征出现ICC，表明堆芯内部已经没有冷却水，堆芯区域充满过热蒸汽，可能导致燃料包壳和其他屏障出现放射性释放。如果一回路过冷度不足甚至过冷度为负，表征一回路没有处在过冷工况，堆芯可能出现偏离泡核沸腾，对堆芯冷却来说也是一种威胁。

以大型先进非能动压水堆核电站为例，应对ICC工况的响应策略是触发安注，使安全水源注入并淹没堆芯，若以上尝试不成功或不足以恢复堆芯冷却，必须执行可控的SG降压，增大SG一次侧到二次侧的传热，使SG倒U形管内的一次侧蒸汽冷凝，以降低一回路压力，为中、低压安注创造条件。应对堆芯过冷度不足的工况，应触发CMT（堆芯补水箱），并启动补水泵为一回路补充水装量，以恢复过冷度到正常范围。

3.3 热阱（H）

热阱状态树反映一回路热阱（SG、PRHR）的运行状态，确保有正常的热阱可用以导出堆芯衰变热，需要监视的参数包括SG液位、SG给水流量、SG压力、PRHR运行状态。

对于热阱的安全功能来说，最严重的威胁是丧失全部一回路热阱。当需要通过SG导出衰变热时，全部给水流量丧失会导致失去二次侧热阱。此时需要重新建立给水，或者采用其他热量导出方式（PRHR或一回路充排水），防止堆芯裸露而进入ICC工况。

如果SG压力高于安全阀起跳定值或SG液位偏离正常液位区间，则表明超出SG正常运行范围，或对SG二次侧完整性造成潜在威胁，但不会对一回路边界造成极端或严重破坏，不会出现放射性释放，仅表征热阱的降级。

3.4 完整性（P）

完整性状态树反映一回路压力边界的完整性，主要关心反应堆压力容器壁面在快速冷却或快速加压时能够维持其完整性。随着压力容器使用年限的增加，由于辐照发生脆化，它的延展性会变差，脆性转变温度会增加。操纵员需要严格按照技术规格书的限制进行加热和冷却，防止因承压热冲击或低温超压导致压力容器失效。需要监视的参数包括反应堆冷却剂冷却速率、冷段温度、一回路压力。

此状态树首要关心的是大的冷却速率和大的热应力导致的瞬变，一回路的冷却程度决定了对压力容器壁面威胁的严重程度。这种威胁主要包括以下两类机组瞬态：

承压热冲击：一回路迅速并且剧烈的冷却威胁压力容器的完整性；

低温超压：一回路处在相对较低的温度时压力迅速上升。

如果一回路压力和冷段温度的坐标点位于图1限值A曲线的左侧，则表征出现了承压热冲击工况。限值A包括了阶跃冷却断裂限值下部边界范围以及等温面断裂限值曲线限制范围。

图1 承压热冲击限值线

应对以上两种工况的响应策略是采取措施维持一回路压力和温度的稳定，这些措施包括条件满足时及时终止安注、降低一回路压力以减小压力容器的热应力、终止一回路降温等。

3.5 安全壳（Z）

安全壳状态树反映了第三道、也是最后一道放射性屏障-安全壳的完整性，需要监视的参数包括安全壳压力、非能动安全壳冷却系统运行情况、安全壳淹没液位、安全壳辐射剂量率。

该状态树需要评估钢制安全壳完整性的潜在威胁，评估安全壳内设备的可用性，指导操纵员使用恰当的规程进行恢复。威胁安全壳完整性的主要因素是安全壳压力，当超出安全壳最大承压能力或形成较大的负压，可能导致安全壳的屏障作用失效。安全壳压力高或放射性高的响应策略主要包括触发安全壳冷却、检查一二回路压力边界的完整性、安全壳隔离以及事故后恢复安全壳内的正常通风和冷却等。安全壳形成真空的响应策略主要包括终止安全壳冷却、触发安全壳真空卸压系统、配置安全壳通风系统到正常状态等。

3.6 装量（I）

装量状态树反映了一回路水装量的状态，表征一回路水装量的参数是稳压器液位。停堆及事故工况下需要维持稳压器液位在正常区间，以确保压力容器满水，并维持充足的堆芯冷却。

以大型先进非能动压水堆核电站为例，如果一回路水装量异常升高，则通过触发PRHR冷却一回路、隔离一回路补水、建立下泄等方式降低一回路水装量；反之则通过终止一回路冷却、隔离下泄、建立一回路补水等方式提高一回路水装量。

4总结

CSFST是一种十分方便的基于征兆的核电站安全功能诊断工具，可以用于评估机组状态，掌握关键安全功能的状况。本文通过对CSFST的架构、六大关键安全功能的诊断及响应策略进行深入分析，能够辅助核电从业者加深对CSFST的理解，提高对机组的掌控能力。

参考文献：

[1] IAEA. Severe Accident Management Programmes For Nuclear Power Plants[J]. Safety Guide No.NS-G-2.15, 2009.

[2] 曾军初, 甄世军. 核电站征兆导向应急运行规程体系分析[J]. 低碳世界, 2020.