秦山二期核电机组安全壳外蒸汽管线破裂事故分析

摘要：核电作为一项新能源自诞生以来，科技人员从来都未放松过对其安全的关注和分析。文章通过对秦山第二核电厂安全壳外蒸汽管线破裂事故规程的研究和学习，结合目前行业内其他电站的事故规程做法，在模拟机教学经验的基础上，分析了秦山二期核电机组安全壳外蒸汽管线破裂事故。

关键词：蒸汽管线破裂；事故规程；模拟机培训；核电厂；安全壳 文献标识码：A

中图分类号：TM623 文章编号：1009-2374（2016）13-0142-02 DOI：10.13535/j.cnki.11-4406/n.2016.13.068

1 概述

1.1 秦二厂事故规程的结构

在讲安全壳外蒸汽管线破裂事故规程之前，有必要先了解一下秦二厂事故规程的结构。应急运行规程（EOP）及其措施属于纵深防御原则的第三道防线，是缓解事故和限制事故后果的手段。应急运行程序包括事故解释程序、事故诊断规程、设计基准事故处理规程、超设计基准事故处理规程、严重事故处理规程、事故过程的连续监测规程。

EOP的分类：I为异常运行工况；A为设计基准事故；H为超设计基准事故；U为极限事故；SPI为异常运行下的连续监测；SPU为极限工况下的连续监测。

1.2 安全壳外蒸汽管线破裂事故介绍

主蒸汽管道破裂事故MSLB定义为，除了蒸汽回路的一根管道（主管道或管嘴）出现破裂外，还包括蒸汽回路上的一个阀门（安全阀、排放阀和旁路阀）意外打开所导致的事故。

二回路上的一个阀门意外打开，可能是由于调节系统的误动作、机械故障或运行人员的误操作所造成的。

以纯粹的蒸汽管道破裂来说，其原因可能为过大的机械应力或热应力、制造缺陷、内部飞射物、地震等。

2 事故现象分析及应对措施

2.1 事故现象

安全壳外蒸汽管线破裂事故对机组造成的瞬态影响不仅依赖于破口的大小，还取决于破口的位置。此处及后面的“破口”一词理解为既指蒸汽管道破裂，又指蒸汽回路上的一个阀门（安全阀、排放阀和旁路阀）意外打开。然而，当通过破口的蒸汽泄漏不能被投入运行的控制系统所采取的措施补偿时，通常会观察到以下现象：一台或两台蒸汽发生器的蒸汽流量异常高；一台或两台蒸汽发生器的压力下降；反应堆冷却剂平均温度下降；反应堆冷却剂压力下降；在破裂初期故障蒸汽发生器由于虚假水位现象而迅速上升。

2.2 风险及应对措施

2.2.1 风险。壳外蒸汽管线破裂事故带来的风险可能涉及到两道屏障：（1）核燃料元件包壳—堆芯功率由于过冷而不可控地增加，导致烧毁现象的产生，从而导致元件包壳的损坏；（2）一回路压力边界—一回路构件的突然冷却造成冷冲击，从而产生热应力。SG的突然泄压造成U型管束产生强烈的震动，从而产生机械应力；（3）安全壳—破口发生在安全壳外，则旁路了第三道屏障，对于安全壳没有任何的威胁。

2.2.2 采取的措施。

以下分析设计阶段应采取的措施。

第一，一方面限制二回路的功率需求以限制一回路的冷却程度，另一方面限制堆芯反应性的引入以限制冷却事故的后果：SG的出口安装蒸汽流量限制器；安全壳外安装主蒸汽隔离阀；主蒸汽管道的加固（保护段）；高浓度硼酸罐RIS 004 BA（12000～14000ppm）；足够的控制棒以保证紧急停堆所需的负反应性。

第二，自动保护：紧急停堆；安注启动；正常主给水隔离和辅助给水系统启动；主蒸汽管道的隔离。

第三，手动保护：发生壳外蒸汽管线破裂事故时，要求操纵员进行干预：尽快找出破口位置；尽早隔离受损SG；寻找对一回路加硼的可能性（RIS或RCV）；限制一回路升压和PZR的充水。

壳外蒸汽管线破裂使用的事故规程A2.1。

3 事故规程A2.1入口分析

3.1 规程A2.1入口介绍

安全壳外蒸汽管道破口事故规程A2.1的入口有A0和I3.1。对于研究一本事故规程来说，规程的入口和出口显得相当重要。弄明白规程的入口，我们可以根据主控室出现何种征兆和报警引导，进入相应的规程来解决机组面临的问题。规程的出口往往是根据机组状态的变化引导我们转换规程或者是问题已经得到解决规程结束。

3.2 规程A2.1入口分析

接下来我们具体分析一下各个入口是依据什么理由或者征兆进去的。

由A0直接进入A2.1的工况，这也是我们模拟机培训时的唯一入口。

此类情况又可细分为A0.1和A0.2两种情况。

3.2.1 A0.1进入的依据是两台SG压差≥2.0MPa+安全壳压力≥0.12MPa（否）；两台SG压差≥2.0MPa（否）+至少一台SG压力低于4.0MPa+安全壳压力≥0.12MPa（否）。

3.2.2 A0.2进入的依据是机组处于P11以下和P12以上的状态，A0仍可能触发，至少一台SG压力<3.0MPa+两台SG压差>0.7MPa+安全壳压力≥0.12MPa（否）。

解释规程中说：A0.2不能引导进入A2.1是因为P11和P12以下的壳外蒸汽管线破口没有安注自动动作信号触发，个人认为理由不充分。因为机组还可能处于P11以下、P12以上的一个特殊状态，此时二回路的安注信号仍存在。而且在A0规程里面也明确说到A0.2可以引导进入A2.1。

3.3 由I3.1进入

3.3.1 SI信号触发5分钟后一回路压力回升到13.8MPa以上，并且此时仍能保证两台SG一样，可进入I3.1，Tric不可控下降引导进入A2.1。根据笔者在教学过程中的经验以及模拟机上大量验证，这种可能性在理论上讲是行得通的，实际机组上也没发生过此类事故，在模拟机上还没验证出来。如果壳外蒸汽管线破裂引起安注信号触发，二回路给一回路不断冷却再加上大量安注冷水涌入一回路，等一回路压力回升到13.8MPa以上时，几乎很难保证两台SG压力一样。笔者的模拟机验证结果走这个方向进I3.1不通，是否一定不可能还有待

验证。

3.3.2 SI信号触发5分钟后一回路压力仍小于13.8MPa，两台SG压差小于2.0MPa且两台SG压力均在4.0MPa以上的话，可进入I3.1，Tric不可控下降引导进入A2.1。SI信号触发5分钟后一回路压力仍小于13.8MPa，说明二回路破口比较大，压力短时间内回升不了，这时候两台SG压差小于2.0MPa是可以保证的，但在较大破口下，要保证两台SG压力均在4.0MPa以上几乎不可能，尤其是故障SG的压力。即使是机组状态处于热备用或者热停堆状态（此时二次测压力大约在7.6MPa）。本人在模拟机上用裕量最大的状态尝试各种大小破口也没能验证成功。其实FSAR关于蒸汽管线破口事故的假设和模型计算也是基于机组处于热停堆状态的，对于初始反应堆功率运行，该事故的后果并不严重，这是因为功率运行时反应堆冷却剂系统的储能大于零功率工况，燃料中有部分储能，这部分能量提供的热惯性延迟了事故过程中达到对应于零功率下的温度和停堆裕量的时间。此外，由于热停堆时蒸汽发生器二回路侧初始的流体质量和初始蒸汽压力较大，因此该事故下对反应堆冷却剂系统带来的冷却程度和冷却经历时间也较大。

4 A2.1规程分析

A2.1的应用范围是“从功率运行状态到RRA未连接的中间停堆状态”。作为一个典型的设计基准事故，A2.1由三部分文件组成，即协调员文件、一回路操纵员文件和二回路操纵员文件，对于机组技术员和副值长文件具体是由一回路操纵员和二回路操纵员吩咐下去由相关运行人员执行的，执行完毕后再反馈给堆操或者机操，再由堆操或者机操确认跟踪其执行情况，本文认为可以划分在一回路操纵员文件或者二回路操纵员文件里面作为子文件。

每部分文件又可划分为两个板块，即定期监视和文件具体的执行要素。一般来说，定期监视内容优先级别高于文件具体的执行要素，因为它可能涉及重大设备的保护、专设安全设施动作、参数的确认、规程的转换等。有的定期监视内容会反复出现以随时提醒运行人员在控制机组状态的时候不要忘记对这些重要内容的关注，它也是初训学员容易忽略的地方。他们往往更加关心具体的执行要素，所以在这里重点提出来。在这里顺便提一下，模拟机初训是两个人搭档，即一个堆操和一个机操。在事故规程的学习里面涉及协调员这个角色，我们要求是堆操兼任协调员，协调员的角色很重要，他一般是只确认提醒而不具体执行操作。在我们的初训中，学员往往把协调员文件丢到一边从不查看，实际上协调员文件的内容是从整体上控制机组状态的，不用它的话有很多弊端，例如一二回路的沟通、规程的衔接等。事实证明，正确使用协调员文件比不使用，在同一事故情况下，对机组的状态控制效果要好得多。

规程A2.1所覆盖的所有事故和事件有如下三个阶段的行动：隔离受影响的SG，以中止或者限制反应堆冷却剂系统的冷却；将反应堆稳定在中间停堆状态；过渡到退防模式。

5 结语

本文主要研究和解析了秦山二期核电工程安全壳外蒸汽管线破口事故规程，其重点是现有规程的入口、规程A2.1主要风险操作思路。总结A2.1的风险和处理思路以及模拟机教学过程中学员们存在的共性问题，希望能在今后的教学过程中逐步改善以达到提高学习效果和对事故规程的深入认识。

参考文献

[1]秦山第二核电厂最终安全分析报告[R].

[2]秦山第二核电厂相关系统手册[S].

[3]秦山第二核电厂A2.1事故解释规程[S].

[4]秦山第二核电厂事故规程[S].

作者简介：胡平（1981-），男，安徽无为人，供职于中核核电运行管理有限公司，研究方向：600MW核电机组全范围模拟机教学。

（责任编辑：秦逊玉）

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