正常余熱排出系統(tǒng)注射功能對(duì)非能動(dòng)核電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響評(píng)價(jià)

楊亞軍，樊 普，杜 蕓，吳燕華，曹 臻，詹文輝，卓鈺鋮

正常余熱排出系統(tǒng)注射功能對(duì)非能動(dòng)核電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響評(píng)價(jià)

楊亞軍，樊 普，杜 蕓，吳燕華，曹 臻，詹文輝，卓鈺鋮

（上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海 200233）

正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）是非能動(dòng)核電廠少數(shù)的能動(dòng)系統(tǒng)之一，在喪失冷卻劑事故（LOCA）下RNS注射可為非能動(dòng)系統(tǒng)提供縱深防御功能。本文基于熱工水力分析計(jì)算了各個(gè)事故情景下RNS注射的允許時(shí)間窗口，并結(jié)合應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程和人員可靠性分析對(duì)RNS注射進(jìn)行建模以評(píng)估對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響。分析表明，在假想的中、小破口LOCA下，操作員具有較充裕的時(shí)間實(shí)現(xiàn)RNS注射的縱深防御功能，若不考慮RNS注射則電廠風(fēng)險(xiǎn)增加較明顯。在極端的情景下，如LOCA疊加安全系統(tǒng)失效，RNS注射的時(shí)間窗口較短，即使不考慮RNS注射，對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響可忽略。RNS注射對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)影響重要，建議重視規(guī)程中相關(guān)操作的培訓(xùn)以提高電廠的安全性。

非能動(dòng)核電廠；正常余熱排出系統(tǒng)；注射功能

對(duì)于非能動(dòng)核電廠，在稀有或極限事故（如喪失冷卻劑事故）下，電廠設(shè)置了多重緩解措施，除了安全級(jí)的非能動(dòng)系統(tǒng)之外，正常余熱排出系統(tǒng)（RNS）注射可提供非安全相關(guān)的縱深防御功能。RNS注射功能對(duì)保障電廠的安全性具有重要意義。另一方面，確定論與概率論相結(jié)合也是提高電廠安全性的一種有效的方法[1,2]。本文以國(guó)內(nèi)某非能動(dòng)核電廠為對(duì)象，基于熱工水力分析計(jì)算功率運(yùn)行工況LOCA下RNS注射允許的時(shí)間窗口，結(jié)合應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程及人員可靠性分析（HRA），從概率安全分析（PSA）的角度評(píng)估對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響。

1　RNS注射功能及LOCA緩解路徑

RNS在正常情況下用作停堆冷卻系統(tǒng)，事故工況下可以導(dǎo)出堆芯熱量，同時(shí)也可以為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）提供注射功能，它由操作員手動(dòng)投入，從裝料池及安全殼內(nèi)置換料水箱（IRWST）取水，并從地坑取水實(shí)現(xiàn)再循環(huán)功能。系統(tǒng)簡(jiǎn)圖如圖1所示。

圖1　正常余熱排出系統(tǒng)簡(jiǎn)圖

本文討論通常的中、小破口LOCA下RNS注射功能。中破口LOCA破口直徑為5.1～22.9 cm，小破口LOCA破口直徑為1.0～5.1 cm。中、小破口LOCA下需開(kāi)啟自動(dòng)卸壓系統(tǒng)（ADS）使RCS壓力下降以達(dá)到RNS注射壓力。大破口LOCA（破口直徑大于22.9 cm）下由于事故進(jìn)程很快，不考慮操作員手動(dòng)投入RNS緩解事故；特殊位置的破口不在討論范圍。

LOCA下預(yù)期可考慮以下緩解路徑（對(duì)安全殼冷卻不作討論）：

路徑1——安注信號(hào)觸發(fā)堆芯補(bǔ)水箱（CMT）和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)（PRHR）投入，隨著CMT向RCS注水，達(dá)到CMT低液位將觸發(fā)ADS第1～3級(jí)閥門(mén)自動(dòng)卸壓。操作員根據(jù)規(guī)程投入RNS注射，長(zhǎng)期階段RNS泵從地坑取水維持RCS冷卻。預(yù)期RNS注射可穩(wěn)定CMT水位從而防止ADS第4級(jí)閥門(mén)開(kāi)啟。

路徑2——與路徑1類似，如果RNS注射失效，則CMT水位繼續(xù)降低，達(dá)到低低液位將觸發(fā)ADS第4級(jí)閥門(mén)開(kāi)啟，使得IRWST水通過(guò)重力注射到RCS。IRWST水位下降至低液位將自動(dòng)觸發(fā)地坑再循環(huán)閥門(mén)開(kāi)啟維持堆芯長(zhǎng)期冷卻。

路徑3——如果CMT注射失效，當(dāng)RCS壓力降至低于安注箱（ACC）注射壓力時(shí)，ACC自動(dòng)向RCS注水。操作員根據(jù)規(guī)程手動(dòng)啟動(dòng)ADS第1～3級(jí)閥門(mén)并投入RNS注射，長(zhǎng)期階段從地坑取水維持RCS冷卻。

路徑4——與路徑3類似，若RNS注射路徑失效，操作員根據(jù)規(guī)程手動(dòng)啟動(dòng)ADS第4級(jí)閥門(mén)，使得IRWST水通過(guò)重力注射到RCS并由地坑再循環(huán)維持長(zhǎng)期冷卻。

上述路徑1和路徑3考慮了ADS第1～3級(jí)閥門(mén)開(kāi)啟后的RNS注射功能，它作為安全級(jí)的IRWST重力注射（對(duì)應(yīng)路徑2和路徑4）的縱深防御。其中，路徑1下CMT是有效的，稱為自動(dòng)降壓工況；路徑3下CMT是失效的，稱為手動(dòng)降壓工況。下面討論這兩個(gè)工況。

2　熱工水力支持性計(jì)算

2.1　計(jì)算簡(jiǎn)介

熱工水力支持性分析計(jì)算操作員投入RNS注射的允許時(shí)間窗口（簡(jiǎn)稱時(shí)間窗口），采用專門(mén)的安全分析程序進(jìn)行計(jì)算。熱工水力分析采用燃料包殼峰值溫度（PCT）大于1 204 ℃作為堆芯損傷的判據(jù)[3,4]。

根據(jù)熱工分析，ADS第2/3級(jí)共4臺(tái)閥門(mén)中的任意2臺(tái)開(kāi)啟即可達(dá)到RNS注射壓力，分析時(shí)考慮開(kāi)啟2臺(tái)ADS第3級(jí)閥門(mén)，保守不考慮ADS第1級(jí)閥門(mén)作用。RNS注射無(wú)需開(kāi)啟ADS第4級(jí)閥門(mén)。此外，中、小LOCA下CMT和安注箱共4個(gè)箱體中的任意一個(gè)有效即可提供早期的補(bǔ)水，分析時(shí)假設(shè)1臺(tái)CMT或1臺(tái)安注箱有效。

2.2　自動(dòng)降壓工況

該工況假設(shè)1臺(tái)CMT有效，安注箱失效，ADS第3級(jí)閥門(mén)自動(dòng)開(kāi)啟2臺(tái)，ADS第1/2/4級(jí)閥門(mén)均失效。中破口LOCA下PRHR對(duì)于事故進(jìn)程的影響非常有限，假設(shè)其失效；小破口LOCA區(qū)分PRHR有效和失效。分析中為得到堆芯損傷時(shí)間，除了假設(shè)上述安全系統(tǒng)失效外，假設(shè)RNS始終不可用。從CMT低液位信號(hào)觸發(fā)至堆芯損傷作為RNS注射的允許時(shí)間窗口。

典型破口尺寸的分析結(jié)果如表1所示。分析表明，中破口LOCA，及小破口LOCA且PRHR有效時(shí)，RNS注射的時(shí)間窗口均較長(zhǎng)。但小破口LOCA且PRHR失效的情況下，RNS注射的時(shí)間窗口較短，這是由于該情況下CMT再循環(huán)狀態(tài)的持續(xù)時(shí)間較長(zhǎng)，溫度升高，隨后向RCS注射的冷卻能力較低。

表1　ADS自動(dòng)降壓RNS注射時(shí)間窗口

注：①PRHR無(wú)效；②PRHR有效。

以中、小破口LOCA兩個(gè)代表性的破口（直徑為15.2 cm破口及直徑為2.5 cm破口且PRHR有效）為例給出RNS注射對(duì)事故的緩解作用。

圖2給出了堆芯混合液位的變化曲線，事故后堆芯水位由CMT補(bǔ)水維持，CMT低液位后ADS開(kāi)啟，堆芯水位迅速下降并發(fā)生短時(shí)間低于活性區(qū)頂部。在允許的時(shí)間窗口內(nèi)投入RNS注射使事故得以緩解，圖3給出了DVI管道向RCS的注射流量變化曲線。事故過(guò)程中堆芯裸露持續(xù)的時(shí)間很短，燃料包殼峰值溫度僅略微上升。

圖2　堆芯混合水位（ADS自動(dòng)降壓）

圖3　向RCS的注射流量（ADS自動(dòng)降壓）

2.3　手動(dòng)降壓工況

該工況假設(shè)1臺(tái)安注箱有效，CMT失效，PRHR有效（CMT失效且PRHR也失效的情況可能性極低，故對(duì)PRHR失效不作討論），熱段低液位信號(hào)產(chǎn)生后延遲8 min（根據(jù)操作員訪談采用該時(shí)間足夠用于相關(guān)診斷和操作）手動(dòng)開(kāi)啟2臺(tái)ADS第3級(jí)閥門(mén)，ADS第1/2/4級(jí)閥門(mén)均失效。分析中為得到堆芯損傷時(shí)間，除了假設(shè)上述安全系統(tǒng)失效外，假設(shè)RNS始終不可用。從熱段低液位信號(hào)產(chǎn)生至堆芯損傷作為RNS注射的允許時(shí)間窗口。

典型破口尺寸的分析結(jié)果如表2所示。分析表明，對(duì)于較小尺寸的中破口LOCA（破口直徑為5.1～15.2 cm），RNS注射的時(shí)間窗口較長(zhǎng)，對(duì)于較大尺寸的中破口LOCA（破口直徑為15.2～22.9 cm），RNS注射的時(shí)間窗口較短，這是由于在RNS注射之前冷卻劑從破口快速流失而導(dǎo)致堆芯損傷。對(duì)于破口直徑小于5.1 cm的LOCA，冷卻劑從破口流失緩慢，RNS注射時(shí)間窗口更長(zhǎng)。

表2　ADS手動(dòng)降壓RNS注射時(shí)間窗口

以下以直徑為5.1 cm破口LOCA為例給出RNS注射對(duì)事故的緩解作用。

圖4給出了堆芯混合液位的變化曲線。事故后內(nèi)堆芯水位由安注箱補(bǔ)水維持，隨著安注箱排空及ADS開(kāi)啟，堆芯水位迅速下降并發(fā)生短時(shí)間低于活性區(qū)頂部。在允許的時(shí)間窗口內(nèi)投入RNS注射使事故得以緩解，圖5給出了DVI管道向RCS的注射流量變化。事故過(guò)程中堆芯裸露持續(xù)時(shí)間很短。

圖4　堆芯混合水位（ADS手動(dòng)降壓）

圖5　向RCS的注射流量（ADS手動(dòng)降壓）

3　RNS注射的PSA建模

3.1　RNS注射規(guī)程操作說(shuō)明

LOCA涉及《停堆或安注（E-0）》《一回路或二回路冷卻劑喪失（E-1）》等應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程，在達(dá)到ADS第1～3級(jí)觸發(fā)條件（即CMT低液位或熱段低液位）后進(jìn)入《ADS 1～3級(jí)觸發(fā)響應(yīng)（ES-1.3）》規(guī)程執(zhí)行ADS第1～3級(jí)閥門(mén)動(dòng)作響應(yīng)以及RNS注射相關(guān)操作。

中破口LOCA事故進(jìn)程較快，預(yù)期在達(dá)到ADS第1～3級(jí)觸發(fā)條件后將通過(guò)E-0規(guī)程轉(zhuǎn)入ES-1.3規(guī)程執(zhí)行RNS注射相關(guān)操作。小破口LOCA事故進(jìn)程較慢，預(yù)期在E-0規(guī)程中執(zhí)行RNS冷卻IRWST的相關(guān)操作，在達(dá)到ADS第1～3級(jí)觸發(fā)條件后轉(zhuǎn)入執(zhí)行ES-1.3規(guī)程，該情況下很快即可將RNS從冷卻IRWST切換至向RCS注射的狀態(tài)。

3.2　RNS注射的人員失誤概率評(píng)價(jià)

基于熱工水力分析確定的時(shí)間窗口，通過(guò)HRA評(píng)估RNS注射的人員失誤概率[5-7]。表3列出了不同工況RNS注射的時(shí)間窗口（在表1和表2基礎(chǔ)上取包絡(luò)值）和對(duì)應(yīng)的人員失誤概率分析結(jié)果。人員失誤是RNS注射失效最主要的貢獻(xiàn)因素。

其中，對(duì)于中破口LOCA手動(dòng)降壓工況，在允許的時(shí)間窗口內(nèi)實(shí)現(xiàn)RNS注射的可能性極低，假設(shè)人員失誤概率取1。對(duì)于小破口LOCA且PRHR失效的工況，盡管允許的時(shí)間窗口較短，但規(guī)程上可實(shí)現(xiàn)將RNS從冷卻IRWST快速切換至向RCS注射的狀態(tài)，仍具有實(shí)現(xiàn)RNS注射的可能性。

要說(shuō)明的是，表3的時(shí)間窗口是在CMT或安注箱僅1臺(tái)有效（對(duì)應(yīng)成功準(zhǔn)則分析所要求的最少設(shè)備配置）的條件下計(jì)算得到的，實(shí)際事故進(jìn)程中更多箱體的補(bǔ)水，RNS注射的時(shí)間窗口將略延長(zhǎng)。

表3　RNS注射的人員失誤概率

注：①PRHR有效；②PRHR失效。

3.3　事件樹(shù)建模

根據(jù)上述分析對(duì)RNS注射進(jìn)行PSA建模[8]，圖6給出了中破口LOCA的事件樹(shù)示意圖。

事件樹(shù)中考慮了主要的緩解系統(tǒng)，包括CMT，ACC，ADS，IRWST重力注射和安全殼地坑再循環(huán)等，RNS注射在題頭RNS中考慮。由于PRHR對(duì)事故進(jìn)程影響有限而沒(méi)有列出。其中，第1和第5個(gè)序列對(duì)應(yīng)自動(dòng)降壓工況（注：在RCS完全降壓成功的情況下也能通過(guò)RNS注射緩解事故）。第12個(gè)序列中由于實(shí)現(xiàn)RNS注射的可能性極低，保守不考慮RNS注射的緩解作用。

小破口LOCA的事件樹(shù)與中破口類似，區(qū)別是CMT失效情況下可考慮手動(dòng)降壓和RNS注射緩解事故，另外還考慮PRHR對(duì)事故的影響。

4　RNS注射對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響評(píng)價(jià)

對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響主要分析RNS注射功能對(duì)電廠堆芯損傷頻率（CDF）的影響，僅對(duì)功率運(yùn)行工況內(nèi)部事件開(kāi)展評(píng)價(jià)。

表4給出了基準(zhǔn)工況和3個(gè)敏感性工況的分析結(jié)果。其中，基準(zhǔn)工況考慮了RNS對(duì)事故的緩解作用，中、小破口LOCA對(duì)電廠總CDF的貢獻(xiàn)為25.0%。

圖6　中破口LOCA事件樹(shù)示意圖

表4　RNS注射對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響

敏感性工況及分析結(jié)果介紹如下。

工況1：假設(shè)不考慮RNS注射功能（人員失誤概率設(shè)為1.0），中破口LOCA將使電廠總CDF增大50.2%，小破口LOCA將使電廠總CDF增大52.8%，這兩個(gè)事故將使電廠總CDF約增大1倍，可見(jiàn)RNS注射對(duì)CDF影響較明顯。

工況2：假設(shè)提高操作員啟動(dòng)RNS注射成功概率（人員失誤概率降低為0.1倍），中、小破口LOCA這兩個(gè)事故將使電廠總CDF降低4.8%，故其對(duì)降低電廠風(fēng)險(xiǎn)具有一定好處。

工況3：對(duì)極端的情況（即中破口LOCA疊加CMT完全失效，以及小破口LOCA疊加PRHR失效）不考慮RNS注射功能，其對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)影響可忽略，因?yàn)樵撉榫鞍l(fā)生的頻率極低且電廠還有其他安全級(jí)的系統(tǒng)緩解事故。

5　結(jié)論

本文以國(guó)內(nèi)某非能動(dòng)核電廠為對(duì)象，結(jié)合確定論與概率論分析方法，對(duì)LOCA下RNS注射功能對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響開(kāi)展了詳細(xì)評(píng)價(jià)。分析獲得以下結(jié)論：

（1）在假想的中、小破口LOCA下，CMT和PRHR自動(dòng)觸發(fā)，操作員具有較充裕的時(shí)間執(zhí)行RNS注射相關(guān)操作，從而實(shí)現(xiàn)其縱深防御功能。該情景下若假設(shè)RNS注射功能失效，電廠風(fēng)險(xiǎn)增加較明顯（中、小破口LOCA這兩個(gè)事故將使電廠總CDF約增大1倍），而提高RNS注射成功概率對(duì)降低電廠風(fēng)險(xiǎn)有一定好處。因此建議重視規(guī)程中對(duì)相關(guān)操作的培訓(xùn)，為電廠安全性提供保障。

（2）在極端的LOCA疊加CMT完全失效的情景下，操作員需手動(dòng)降壓并投入RNS注射。中破口由于事故進(jìn)程較快，RNS注射的時(shí)間窗口較短。該情況可不依賴RNS注射功能。一方面，操作員在允許的時(shí)間窗口內(nèi)可能來(lái)不及完成操作；另一方面由于CMT失效無(wú)法提供自動(dòng)卸壓的信號(hào)，預(yù)期操作員將手動(dòng)開(kāi)啟ADS使一回路盡快降壓至IRWST注射壓力，以實(shí)現(xiàn)IRWST重力注射，即先考慮安全級(jí)的系統(tǒng)緩解事故。小破口LOCA的事故進(jìn)程較慢，該情況仍有具有充裕的時(shí)間執(zhí)行RNS注射。而對(duì)于小破口LOCA疊加PRHR失效的情景，盡管RNS注射允許的時(shí)間窗口較短，但當(dāng)前規(guī)程可引導(dǎo)操作員從RNS冷卻模式快速切換到注射模式，仍可實(shí)現(xiàn)RNS注射。上述極端情況下即使不考慮RNS注射功能，對(duì)電廠風(fēng)險(xiǎn)的影響可忽略。

［1］ Francesco Di Maio，et al．Integrated Deterministic and Probabilistic Safety Analysis for Safety Assessment of Nuclear Power Plants，［R］．Hindawi Publishing Corporation，USA，June 2015．

［2］ Enrico Zio．Integrated Deterministic and Probabilistic Safety Analysis：Concepts，Challenges，Research Directions［R］．

Nuclear Engineering and Design，Oct．2014．

［3］ 應(yīng)用于核電廠的一級(jí)概率安全評(píng)價(jià) 第11部分：功率運(yùn)行內(nèi)部事件：NB/T 20037.11—2018RK［S］．國(guó)家能源局，2018．

［4］ Addenda to ASME/ANS RA-S-2008 Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications：ASME/ANS RA-Sb—2013［S］．USA：ASME，2013．

［5］ Swain D，Guttmann H．E．Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications：NUREG/CR-1278［R］．USA：Nuclear Regulatory Commission，1983．

［6］ Parry，G.W. et al. An Approach to the Analysis of Operator Actions in Probabilistic Risk Assessment：EPRI TR-100259［R］．USA：Electric Power Research Institute，1992．

［7］ Lewis S，Cooper S. Fire Human Reliability Analysis Guidelines：EPRI 1023001/NUREG-1921［R］．USA：Electric Power Research Institute，2012．

［8］ Risk Spectrum Analysis Tools Theory Manual：Version 1.3.2［R］，Sweden：Lloyd's Register Consulting-Energy AB，2016．

Evaluation on the Normal Residual Heat Removal System Injection Function to the Risk Influence of Passive Nuclear Power Plant

YANG Yajun，F(xiàn)AN Pu，DU Yun，WU Yanhua，CAO Zhen，ZHAN Wenhui，ZHUO Yucheng

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co.LTD，Shanghai 200233，China）

The normal residual heat removal system (RNS) is one of minority active systems of passive nuclear power plant. The water makeup by RNS injection under loss of coolant accident (LOCA) could supply defense in depth function for the passive systems. Based on thermal hydraulic analysis, the permit time window for RNS injection was calculated under various conditions. The RNS injection was modeled according to the emergency operation procedure and human reliability analysis to evaluate the risk influence of the plant. It indicates that there was sufficient time for operator to achieve the defense in depth function by RNS injection under assumed medium and small LOCA. The plant risk would be obviously increased without RNS injection. While under some rarely condition, such as LOCA plus safety systems failure, the time window for RNS injection is short but the influence to the plant risk is negligible even without RNS injection. RNS injection function takes a big influence to the plant risk, it is recommended to pay attention to the operator training in the procedure, which would benefit to the safety of the plant.

Passive nuclear power plant; Normal residual heat removal system; Injection function

TL33

A

0258-0918（2022）06-1410-07

2021-12-08

楊亞軍（1982—），男，湖北黃岡人，高級(jí)工程師，碩士，現(xiàn)主要從事核電廠概率安全分析相關(guān)研究