核電廠設計基準事故

基本介紹

• 中文名：核電廠設計基準事故
• 外文名：design basis accident

為核電廠按確定的設計準則在設計中採取了針對性措施的那些事故工況。這是一組有代表性的、能衝擊核電廠安全並經有關規章確定下來的事故的集合。按照這一組事故，對核電廠進行分析計算，將結果與可接受限值相對比，可以評價核電廠是否符合安全要求。

設計基準事故包括稀有事故和極限事故兩類事故工況。在核電廠設計中，對於一系列的預計運行事件，也按確定的設計準則，採取了針對性的措施。故把預計運行事件、稀有事故和極限事故合在一起，統稱為設計基準事件。

設計基準事件的選擇以工程判斷、設計經驗及運行經驗為基礎，經不斷改進而逐漸完善。目前套用得比較普遍的是美國核管理委員會(Nuclear Regulatory Commission，NRC)頒布的安全導則1.70中列出，又經標準審查大綱加以補充說明的一組要求考慮單一故障的事件。這些事件按性質可歸為8類，詳見下表。

設計基準事故一覽表

事 故 歸 類	事 故
(1)由二迴路系統引起的排熱增加	(a)給水溫度降低； (b)給水流量增大； (c)蒸汽流量增大； (d)蒸汽發生器的一個卸壓閥或安全閥的意外開啟； (e)壓水堆蒸汽系統安全殼內外管道故障
(2)由二迴路引起的排熱減少	(a)廠外負荷喪失； (b)汽輪機脫扣； (c)冷凝器真空喪失； (d)主蒸汽隔離閥關閉(沸水堆)； (e)蒸汽壓力調節器故障(關閉)； (f)電廠輔助設備的非應急交流電源喪失； (g)正常給水流量喪失； (h)安全殼內外的給水管道破裂(壓水堆)
(3)反應堆冷卻劑系統流量減少	(a)包括泵的脫扣和控制器失靈在內的反應堆冷卻劑喪失強迫流動； (b)反應堆冷卻劑泵的轉子卡住和泵軸斷裂
(4)反應性和功率分布異常	(a)控制棒組件在次臨界狀態或低功率起動狀態下的失控抽出； (b)控制棒組件在功率運行下的失控抽出； (c)控制棒誤動作(系統誤動作或運行人員差錯)； (d)一條不用的反應堆冷卻劑環路或再循環環路在不適當溫度下的起動; 以及流量控制器失靈引起沸水堆堆芯流量增大； (e)化學和容積控制系統失靈(壓水堆)引起反應堆冷卻劑中硼濃度降低； (f)燃料組件意外裝錯位置和在錯誤位置下運行； (g)各種彈棒事故(壓水堆)； (h)各種落棒事故(沸水堆)
(5)反應堆冷卻劑裝量的增加	(a)應急堆芯冷卻系統意外運行和化學容積控制系統的失靈引起反應堆; 冷卻劑裝量增加
(6)反應堆冷卻劑裝量減少	(a)壓水堆穩壓器的一個卸壓閥或沸水堆一個卸壓閥的意外開啟； (b)安全殼外裝有反應堆冷卻劑的小管線故障引起的放射後果； (c)蒸汽發生器傳熱管故障引起的放射後果(壓水堆)； (d)安全殼外主蒸汽管線破損引起的放射後果(沸水堆)； (e)反應堆冷卻劑壓力邊界內的各種假設的管道破裂引起的失水事故
(7)來自子系統或部件的放射性物質釋放	(a)廢氣系統故障； (b)放射性廢液系統泄漏或故障(向大氣釋放)； (c)裝盛液體的儲罐破損引起的假設放射性物質釋放； (d)燃料裝卸事故引起的放射後果； (e)乏燃料運輸容器掉落事故
(8)未能緊急停堆的預計瞬態

其他國家確定的設計基準事故與之相比，有一些事故的增減，也有一些工況劃分上的不同，但相差不大。

在過去，特別是在三里島核電廠事故之前，在事故分析上，幾乎把研究工作都集中到“大破口失水事故”上，把這一事故等同為設計基準事故或最大可信事故，認為這一事故代表了對核電廠最嚴重的考驗，如能經受這一事故，也就能經受其他一切事故。這種做法是片面的。

設計基準事故的內容還在繼續發展。機率安全分析方法的套用，為設計基準事故的選擇與分類提供了科學的手段，嚴重事故研究指出了設計基準事故作為評價標準的不足。目前，有些國家已嘗試把一些發生頻率較高的多重故障導致的事故也列入安全分析報告中必須分析的事故清單之中。

設計基準事故中，有一些極限事故，因其物理過程有特點，可作為核電廠事故的典型例子。這些事故是，主蒸汽管道破裂事故、主給水管道破裂事故、反應堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂、控制棒彈出事故、蒸汽發生器傳熱管破裂事故、大破口失水事故、小破口失水事故、未能停堆的預期運行瞬變。

主蒸汽管道破裂事故

主蒸汽管道發生破裂後，與破損管道相連線的蒸汽發生器內的二次側水將汽化成蒸汽，從破口噴出。蒸汽流量開始很大，可達額定功率下蒸汽流量的好幾倍，以後隨著蒸汽發生器內壓力的降低而逐漸減小。一迴路向二迴路導熱的增加，使一迴路冷卻劑的壓力與溫度迅速降低。由於慢化劑具有負溫度反應性係數的特性，溫度下降將對堆芯引入正反應性。事故發生後，由於保護系統動作，控制棒下插，使反應堆具有一定的停堆深度。慢化劑溫度下降引入的正反應性將使停堆深度變淺，甚至使反應堆重返臨界，堆功率升高。這種事故可能帶來三方面的危害：①因局部熱負荷過大，損壞堆芯燃料元件，由於在控制棒下插狀態下，功率不均勻係數很大，增加了堆芯損壞的可能性；②向環境釋放放射性物質；③大量的二次冷卻劑帶著熱量進入安全殼，使安全殼內壓力升高，危及安全殼的完整性。為抗禦主蒸汽管道破裂事故，要求核電廠一迴路有較大的熱容量；控制棒下插時有較大的停堆深度；具有注入硼溶液的能力以引入負反應性；在蒸汽發生器蒸汽管嘴處設定限流器，以減小管道破裂時的蒸汽流量。

主給水管道破裂事故

蒸汽發生器與給水逆止閥之間管道出現破口，使主給水中斷，蒸汽發生器內的二次側水通過破口不斷排出。事故初，因受損環路蒸汽發生器二次側溫度下降，造成一迴路溫度與壓力下降。隨後，受損蒸汽發生器傳熱管裸露，一次側向二次側傳熱惡化，使反應堆冷卻劑系統溫度和壓力迅速升高。為避免反應堆冷卻劑系統壓力邊界和反應堆堆芯遭受破壞，並儘可能防止一迴路容積沸騰，核電廠應提供適當的停堆保護，適時、足量的輔助給水，並有足夠設計容量的穩壓器釋放閥及安全閥。

反應堆冷卻劑泵泵軸卡死及泵軸斷裂

一台反應堆冷卻劑泵的泵軸瞬時卡死或斷裂，將使堆芯冷卻劑流量迅速下降，系統升溫升壓。為防止燃料元件因冷卻惡化而損壞，要求保護系統控制棒能迅速下插，降低堆功率及元件表面的熱負荷，使事故得到緩解。這兩種事故是對核電廠控制棒動作速度的最嚴格的考驗。如果反應堆冷卻劑系統能有較大的慣性流量(主泵軸上裝有轉動慣量較大的飛輪)或堆芯有較小的功率不均勻係數，也可使事故變得較為緩和。這一事故過程時間很短，一般在5s以內即出現包殼溫度的峰值。此外，核電廠系統還應具有自然循環能力，使在事故後期能帶走衰變熱。卡軸事故中，冷卻劑管道內形成很大的阻力，流量下降迅速；斷軸事故發生幾秒以後，受損環路內形成較大的反向流量，從而減小堆芯流量。因而，一般來說，這兩種事故相比，卡軸事故較為嚴重，但在停堆較晚的情況下，斷軸事故也有可能會變得更嚴重。

控制棒彈出事故

簡稱彈棒事故。控制棒驅動機構密封殼套發生破裂，反應堆壓力容器內外巨大的壓差可把插入堆芯的控制棒迅速彈出，快速地對堆芯引入正反應性，使核功率激增，同時也形成堆芯功率很不均勻的分布，出現一個很高的局部功率峰。在事故開始的短時間內，功率激增產生的大部分熱量儲存在二氧化鈾燃料芯塊內部。燃料芯塊溫度升高而熔化，並釋放出氣體，在燃料棒內部形成高壓，可能使燃料元件瞬時破裂。元件破裂後，燃料芯塊碎粒把熱量迅速傳輸給冷卻劑，使部分冷卻劑中能量積聚過量，於是熱能轉變為機械能，形成很強的衝擊波，可能損壞堆芯和一迴路。熱量傳遞至元件包殼，可造成部分包殼表面發生偏離泡核沸騰，並繼而使包殼達到脆性溫度，影響堆芯的完整性。熱量傳送至冷卻劑，可使系統內壓力和溫度上升，形成一迴路的壓力高峰，衝擊壓力邊界的完整性。為防止及緩和彈棒事故，應保證控制棒驅動機構密封殼套設計及加工可靠。在核設計上，要求控制棒在堆內合理布置，改善堆芯功率分布，減少單組控制棒的插入深度。

蒸汽發生器傳熱管破裂事故

破口發生後，一次側冷卻劑通過破口進入二次側，這是一種特殊的小破口反應堆冷卻劑喪失事故。由於破口面積小，高壓安全注射可以彌補一迴路的噴放流量，使堆芯不會裸露，保持得到冷卻的狀態。蒸汽發生器二次側壓力上升後，將從釋放閥及安全閥排出蒸汽和水，並伴隨著向環境排出放射性物質。蒸汽發生器水位逐漸提高，最後會導致滿溢。滿溢後，液體水從釋放閥及安全閥流出。這樣，會損壞這些閥門，誘發閥門卡在開啟位置，液體水進入蒸汽管道又可造或蒸汽管道受到過大的負荷而損壞或破裂，形成更嚴重的事故。為避免滿溢，緩解事故，操縱員必須及時地利用完好蒸汽發生器導出一迴路熱量，起動穩壓器噴淋系統及打開釋放閥使一迴路減壓，並在適當條件下關閉高壓安全注射及破損蒸汽發生器的輔助給水系統，以中止破損蒸汽發生器中一次側向二次側排放及二次側向大氣排放。蒸汽發生器傳熱管破裂事故，在國際核電史上已發生多起，成為發生頻率最高的極限事故。各核電國家正在研究措施，降低它的發生頻率，並試行將此事故列為稀有事故，更嚴格地限制事故後的放射性物質釋放。

大破口失水事故

此種事故以假想的冷管段雙端剪下斷裂為始發事件。過程可分為噴放、再灌水、再淹沒及長期冷卻四個階段。①噴放階段：最初為欠熱卸壓過程，破口處冷卻劑迅速排出，使系統壓力在幾十毫秒內降到最高溫度流體對應的飽和壓力，猛烈的壓力釋放，會形成卸壓波在壓力容器內傳播，有可能使壓力容器內的結構變形。此後，系統進入飽和卸壓，卸壓速率變緩，堆芯區域出現空泡，引入負反應性，將中止裂變過程，使堆功率降至衰變功率水平。由於堆芯冷卻劑流量大大下降，停滯或倒流，元件表面將發生偏離泡核沸騰，傳熱惡化，引起燃料元件內蓄熱再分布，元件包殼溫度突然上升，形成事故過程中第一個峰值。在噴放階段，應急堆芯注射的冷卻劑(主要由安全注射箱注入)，因受下降段環形通道中汽和水的逆向流動的影響，不能通過下降段達到下腔室，而被蒸汽流夾帶到破口流出，該現象稱之為“旁通”現象。噴放階段大致將持續10~30s。②再灌水階段：當一次冷卻劑系統與安全殼之間的壓力差減至很小時，破口流量減小，應急堆芯冷卻劑克服上升蒸汽夾帶力而到達下腔室，使壓力容器水位開始上升，即開始了再灌水階段，此階段結束於水位到達堆芯底端之時。安全注射箱與低壓注射系統同時向壓力容器內注水，安全注射箱排空後，低壓注射系統繼續工作。在此階段中，堆芯是完全裸露的，燃料棒除了靠熱輻射和不大的蒸汽自然對流以外，沒有別的冷卻方式。高溫下元件包殼鋯合金同蒸汽的反應又成為一個可觀的附加熱源，燃料元件的溫度很快上升。③再淹沒階段：冷卻水進入堆芯後，它就被加熱，開始沸騰。由強烈的沸騰產生的蒸汽，夾帶著相當數量的水滴，向上通過堆芯，為堆芯高溫部分提供初始的冷卻。隨著溫度上升，此情況冷卻效果愈來愈好，包殼溫度達到第二峰值後開始下降。當包殼溫度下降到足夠低時，冷卻劑即可再濕潤包殼表面，包殼溫度急驟下降(驟冷)。當整個堆芯被驟冷，且水位最終升到堆芯頂端時，認為再淹沒階段結束。這大約於破口發生後1~2min完成。④長期冷卻階段：再淹沒階段結束後，低壓注射系統繼續運行，換料水箱接近排空時，低壓注射泵的進口轉接到安全殼地坑，即轉入應急堆芯冷卻的再循環階段。長期冷卻應維持很長時間，對於大型壓水堆，在停堆一個月後，仍然還會有幾兆瓦的衰變熱功率。

熱管段大破口失水事故由於在噴放階段堆芯流量沒有滯止而沒有應急冷卻水的旁通現象，因而過程現象的嚴重性比冷管段破口輕得多。

小破口失水事故

也以冷管段破口較為嚴重，與大破口失水事故相區分的主要特點為：系統內汽相與液相的分離及蒸汽發生器導出熱量對過程起重大影響。事故初期，有短暫欠熱噴放卸壓階段。當系統壓力降至最高局部飽和壓力時，進入飽和卸壓階段，由於蒸汽發生器繼續帶走熱量及通過破口質量的損失，系統壓力繼續降低。噴放過程進展較為緩慢，冷卻劑保持熱力學平衡狀態。當一迴路減壓造成其溫度接近二迴路溫度時，從一迴路導出的熱量減少，一迴路系統的壓力和溫度出現暫時的穩定。在此時間內壓力容器的水位一直在下降，並往往發生“水封現象”。“水封現象”即積存在主泵入口處彎段內的水，阻止了上腔室內蒸汽經熱管段及蒸汽發生器傳熱管從冷管段破口排出，上腔室內較高的壓力將冷卻劑從堆芯擠出，形成部分堆芯裸露而升溫。上腔室與冷管段之間壓差繼續增大，可使水封清除，上腔室得到減壓，堆芯水位回升，燃料元件淹沒。水封清除一次或數次之後，系統壓力下降，安全注射箱開始注水，堆芯水位迅速上升，燃料元件淹沒，過程進入長期冷卻階段。在小破口失水事故中，包殼峰值溫度取決於元件裸露的早晚及裸露期的長短。破口較大，元件裸露較早，但裸露期短；破口較小則反之。因而存在一個一定尺寸的破口，將使包殼溫度達到最大值，事故分析應找出這一破口尺寸。失水事故期間，如主泵保持運行，有助於事故的緩解，但此時泵內強烈的汽蝕現象，將危及主泵功能的保持。目前，一般國家的核安全監管機構都規定失水事故期間必須停止主泵，在經過一定研究工作之後，此規定有可能修改。

未能停堆的預期運行瞬變

核電廠發生預期運行瞬變，參數偏離了正常運行限值而要求停堆時，停堆失效造成的事故。它的初因事件一般是一些二次系統導出熱量減少事件，其中以喪失正常給水及失去非應急交流電源最有代表性。這種事故最突出的特點是反應堆冷卻劑系統升溫升壓，特別是當蒸汽發生器蒸乾後，升溫升壓尤為猛烈，如果系統設計不好，會造成不可容忍的一次系統超壓。系統升溫後產生空泡，加入負反應性，可使事故受到一定的限制。這種假想事故可考驗核電廠的穩壓器釋放閥及安全閥的設計容量、穩壓器波動管的位置、反應堆第二停堆系統的性能以及事故情況下的操作規程。此外，美國及其他一些國家的核電管理當局還要求核電廠設定“未能停堆的預期運行瞬變緩解系統起動線路”。當核電廠發生未能停堆的預期瞬變時，此線路獨立地觸發兩種功能：輔助給水投入及汽輪機停機。這兩種功能都能抑制一次冷卻劑系統的升溫升壓過程，使事故得到一定緩解。