CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列

6.01
丧失压缩空气＋辅助给水失
效＋未及时进入 H2 规程（主
2
给水、起动给水和辅助给水完
5.75
全丧失）
4.2 事故过程快、后果严重并在现有技术条件下 能够缓解的严重事故序列
4.2.1 事故过程快、后果严重的严重事故分析 4.2.1.1 全厂断电严重事故 全厂断电事故是严 重事故中后果比较严重的事故之一，该事故能够 导致高压熔堆。全厂断电事故能够包络以下事故： ①小小破口失水事故（包括与主冷却剂管道连接 的其他管道）＋失去安注泵严重事故；②失去最 终热阱；③失去全部给水；④失电＋其他事件类。 4.2.1.2 失水类严重事故 失水类严重事故的事 故后果如表 2 所示。
第 31 卷 增刊（1） 2010 年5月 文章编号：0258-0926(2010)S1-0001-04
核动力工程
Nuclear Power Engineering
Vol. 31. S1 May. 2 0 1 0
CPR1000 核电站严重事故重要缓解 措施与严重事故序列
骆邦其，林继铭
（中科华核电技术研究院，广东深圳，518026）
失水类严重事故包括：①大破口失水＋失去 安注泵；②中破口失水（包括与主冷却剂管道连 接的其他管道）＋失去安注泵；③小破口失水（包
表 2 失水类严重事故后果分析
Table 2 Analysis Results of LOCA Severe A
事故
下封头失效时间/s
峰值浓度/%
大破口＋失去安注泵
7588.4
4 严重事故重要序列选取
根据严重事故缓解措施和严重事故的简单分 类，严重事故的重要序列只能在堆芯熔化并可能 导致安全壳失效和安全壳超压失效类事故中 选取。
严重事故重要序列选取的目的是找出事故过 程快、后果严重的严重事故，并根据事故后果采 用相应的严重事故缓解措施。
严重事故序列选取的主要依据是：美国核管 理委员会的严重事故选取（IPE）准则；事故过程 快、后果严重并在现有技术条件下能够缓解的严 重事故。 4.1 IPE 准则
在 CPR1000 核电站每个机组的安全壳内安 装 26 台 FR-90/1500 型非能动氢气复合器，这些 氢气复合器分别安装在蒸汽发生器隔间、稳压器 隔间、主冷却剂泵隔间和稳压器卸压间等位置， 把安全壳均匀氢气浓度控制在 10%以内，以满足 美国联邦法规 10 CFR 50.34 和 10 CFR 50.44 给 出的验收准则要求。 3.2 稳压器卸压功能延伸
序号 重要事件序列
事故序列概要
事故状态
缓解措施
1
大破口
大破口失水＋安 全壳喷淋系统、安 注系统失效
堆芯熔化；大量氢气产生；压力容器失效；堆熔物进入堆坑 与水泥反应，产生氢气和其他气体，堆坑熔化；安全壳超压
采用氢气复合器； 安全壳过 虑排气泄压
2
全厂断电
丧失所有电源＋ 失去主泵轴封
主回路超压；堆芯熔化；大量氢气产生；压力容器失效；堆 稳压器安全阀卸压功能延伸；
Abstract: The passive autocatalytic recombiners, pressurizer depressurization function extension （下底板熔穿失效分析模型
7
[2] Sehgal B R. Accomplishments and Challenges of the Severe Accident Research[J].Nuclear Engineering and Design, 2001, 210: 79~94
表 1 给出了根据 IPE 准则确定的红沿河核电 厂导致堆芯损坏的事故序列。
表 1 导致堆芯损坏的支配性事故序列
Table 1 Dominant Core Damage Accident Sequences
序列号
序列描述
小破口(15~51 mm)失水事故
1
＋低压安注冷段再循环失效
堆芯损伤频率占总堆 芯损伤频率的份额/%
9.8
中破口＋失去安注泵
11024.4
7.13
小破口＋失去安注泵
90921.04
6.1
骆邦其等: CPR1000 核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列
3
表 3 严重事故重要序列与严重事故缓解措施
Table 3 Severe Accidents Sequence and Mitigation Measures
通过事故谱分析得到的事故过程快且后果严 重的事故包括：冷却剂管道热段双段断裂＋失去 应急堆芯冷却系统、全厂断电、主蒸汽管道断裂 ＋失去喷淋、失水 ATWS。
表 2 给出的通过事故谱分析得到的大破口失 水事故类严重事故可以覆盖通过 IPE 选取的小破
口失水事故类严重事故，通过事故谱分析的全厂 断电严重事故可以覆盖通过 IPE 选取的失水类严 重事故。这种覆盖情况表明，IPE 准则已经不适 合作为严重事故序列的选取依据，通过 IPE 选取 的小破口事故序列采用的缓解措施只能控制 6.1%的氢气浓度，不能控制大破口失水事故类严 重事故产生的 9.8%的氢气浓度。因此，CPR1000 核电站的严重事故重要序列是通过事故谱分析得 到的。表 3 给出了通过该方法得到的严重事故重 要序列与严重事故缓解之间的关系。
严重事故有 100 多种，主要包括：主蒸汽管 道断裂＋多根蒸汽发生器传热管破裂；蒸汽发生 器传热管破裂＋安全阀卡在开启位置＋失去辅助 给水；蒸汽发生器传热管破裂＋失去辅助给水； 主冷却剂管道在冷段发生断裂＋安全壳隔离系统 失效；主冷却剂管道在冷段发生断裂＋安注系统 失效等。 1.2 严重事故缓解要求
Severe Accident Mitigation Measure and Severe Accident Sequence of CPR1000 Nuclear Power Plant
LUO Bang-qi , LIN Ji-ming
（China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzhen, Guangdong, 518026, China）
HAF102 中规定：“必须采用工程判断和概率 论相结合的方法来考虑这些严重事故序列，针对 这些序列确定合理可行的预防或缓解措施”。要在 核电站的设计中考虑 100 多种严重事故缓解措施 是不现实的。可以从放射性向环境释放的角度考 虑，对严重事故进行分类，并根据事故向环境释放
放射性的后果类别选取严重事故序列和确定严重 事故缓解措施。
[3] B. De Boeck. Prevention and Mitigation Measures to Ensure Containment Integrity[J].Nuclear Engineering and Design, 2001, 209: 147~154.
2 严重事故的简单分类
严重事故可以简单地分为以下几种类型：安 全壳直接旁通类、堆芯熔化并可能导致安全壳失 效类和安全壳超压失效类。 2.1 安全壳直接旁通类严重事故
严重直接旁通类事故包括：主蒸汽管道破裂+ 多根蒸汽发生器传热管破裂；蒸汽发生器传热管破 裂+安全阀卡在开启的位置； 蒸汽发生器传热管破 裂+失去辅助给水；主冷却剂管道在冷段发生断裂+ 安全壳隔离系统失效等事故。 2.2 堆芯熔化并可能导致安全壳失效类
5结论
（1）通过事故谱分析得到的 CPR1000 核电站 严重事故重要序列为：大破口、全厂断电、失水 ATWS 和主蒸汽管道断裂＋失去喷淋类严重事 故。以上 4 个严重事故序列完全可以包络 CPR1000 核 电 厂 中 事 故 过 程 快 而 且 后 果 严 重 的事故。
（2）采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功 能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为严重事 故的预防和缓解措施是有效的。
安全壳卸压过滤排放系统的功能是：当安全 壳的压力超过设计压力时，以 4 kg/s 的气体排放 速率打开安全壳卸压排放系统，使安全壳压力低 于设计压力，保证安全壳的完整性。
以上 3 项严重事故缓解措施只能缓解非安全 壳直接旁通类严重事故，不能缓解直接旁通类严 重事故。因此，在严重事故序列选取中，只考虑 非直接旁通类严重事故。
堆芯熔化并可能导致安全壳失效类事故主要 包括：全厂断电、大破口失水事故+失去安注泵、 失水未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）等事故。 2.3 安全壳超压失效类
安全壳超压失效类事故是指主蒸汽管道断裂 + 失去喷淋系统等事故。
3 CPR1000 核电站的严重事故缓解措施
严重事故缓解措施主要是指在现有条件下能
安全壳过虑排放泄压
系统失效
括与主冷却剂管道连接的其他管道）＋失去安注 泵；④小小破口失水（包括与主冷却剂管道连接 的其他管道）＋失去安注泵。其中，大破口失水 ＋失去安注泵严重事故能够包络：中破口失水（包 括与主冷却剂管道连接的其他管道）＋失去安注 泵和小破口失水（包括与主冷却剂管道连接的其 他管道）＋失去安注泵。 4.2.1.3 失水 ATWS 严重事故 该事故包络失电 ATWS 事故。 4.2.1.4 主 蒸 汽 管 道 断 离 ＋ 失 去 喷 淋 严 重 事故 该事故能够包络给水管道在安全壳内断裂 ＋失水喷淋系统事故。 4.2.2 严重事故重要序列 根据 IPE 准则选取的 两个严重事故序列是：小破口和失去辅助给水类 事故序列。
熔物进入堆坑与水泥反应，产生氢气和其他气体，堆坑熔化； 采用氢气复合器；安全壳过虑排
安全壳超压
气泄压
3
未能紧急停 堆的预期瞬态
失水＋ATWS
主回路系统压力超过设计压力；氢气进入安全壳；安全壳压 力高
稳压器安全阀卸压功能延伸； 采用氢气复合器；安全壳过虑排 气泄压
安全壳内主蒸汽
4
二回路破口 管道大破口＋喷淋 安全壳压力超过设计压力
收稿日期：2009-12-11；修回日期：2010-03-07
2
核动力工程
Vol. 31. S1. 2010
够缓解事故后果的设备和措施，CPR1000 核电站 采用的严重事故缓解措施包括：非能动氢气复合 器、稳压器卸压功能延伸（预防高压熔堆）以及 安全壳卸压过滤排放系统。 3.1 非能动氢气复合器
美国核管理委员会的 IPE 准则如下：①堆芯 损伤频率大于 1×10-6（堆·年）-1；②堆芯损伤频 率占总堆芯损伤频率的份额大于 5%；③堆芯损伤 频率大于 1×10-6（堆·年）-1 并导致安全壳失效； ④事件发生频率大于 1×10-7（堆·年）-1 并导致安 全壳旁通；⑤根据经验判断认为对堆芯损伤频率 或使安全壳性能变坏有重要贡献。
稳压器卸压功能延伸是指利用稳压器的安全 阀卸压。当反应堆的出口温度≥650℃时，操纵员 手动打开稳压器的安全阀卸压，在压力容器失效 之前把反应堆冷却剂系统的压力降低到 0.2 MPa 以下。采用稳压器卸压功能延伸（预防高压熔堆） 的主要目的为：①避免高压熔堆以后飞入安全壳 内的堆熔物直接加热安全壳内的大气温度，使安 全壳压力升高或者堆熔物点燃安全壳内的氢气， 发生氢气快速燃烧或爆炸；②避免高压熔堆以后 飞入安全壳内的堆熔物损坏安全壳内的相关系 统、设备和监测系统。 3.3 安全壳卸压过滤排放系统
关键词：严重事故；缓解措施；事故分类；事故序列 中图分类号：TL364.4 文献标识码：A
1 严重事故的定义与事故缓解要求
1.1 严重事故定义 根据国家核安全局 2004 年 4 月 18 日颁布的
《核动力厂设计安全规定》（HAF102），严重事 故是指严 重 性 超 过 设 计 基 准 事 故 并 造 成 堆 芯明显恶化的事故工况；同样，放射性物 质直接释放到环境中并且对环境有明显影 响 的 事 故 ， 或 者 由多个初因事件叠加而成的事 故也属于严重事故。
摘要：CPR1000 核电站采用非能动氢气复合器、稳压器卸压功能延伸以及安全壳卸压过滤排放系统作为 严重事故的预防和缓解措施，保证在严重事故条件下核电站安全壳的完整性不受损坏，保护环境周围的居民 不受核辐射的危害。通过相关严重事故谱分析，选取冷却剂管道热段双段断裂＋失去应急堆芯冷却系统、全 厂断电、主蒸汽管道断裂＋失去喷淋、失水未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）这 4 种严重事故作为 CPR1000 核电站的重要严重事故序列，包络了所有安全壳内氢气产生速度快浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高 压熔堆、反应堆不能停堆等最严重的事故。