杨亚军，樊 普，杜 芸，吴燕华，曹 臻，詹文辉，卓钰铖
正常余热排出系统注射功能对非能动核电厂风险的影响评价
杨亚军，樊 普，杜 芸，吴燕华，曹 臻，詹文辉，卓钰铖
（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）
正常余热排出系统（RNS）是非能动核电厂少数的能动系统之一，在丧失冷却剂事故（LOCA）下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口，并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RNS注射进行建模以评估对电厂风险的影响。分析表明，在假想的中、小破口LOCA下，操作员具有较充裕的时间实现RNS注射的纵深防御功能，若不考虑RNS注射则电厂风险增加较明显。在极端的情景下，如LOCA叠加安全系统失效，RNS注射的时间窗口较短，即使不考虑RNS注射，对电厂风险的影响可忽略。RNS注射对电厂风险影响重要，建议重视规程中相关操作的培训以提高电厂的安全性。
非能动核电厂；
正常余热排出系统；
注射功能
对于非能动核电厂，在稀有或极限事故（如丧失冷却剂事故）下，电厂设置了多重缓解措施，除了安全级的非能动系统之外，正常余热排出系统（RNS）注射可提供非安全相关的纵深防御功能。RNS注射功能对保障电厂的安全性具有重要意义。另一方面，确定论与概率论相结合也是提高电厂安全性的一种有效的方法[1,2]。本文以国内某非能动核电厂为对象，基于热工水力分析计算功率运行工况LOCA下RNS注射允许的时间窗口，结合应急运行规程及人员可靠性分析（HRA），从概率安全分析（PSA）的角度评估对电厂风险的影响。
RNS在正常情况下用作停堆冷却系统，事故工况下可以导出堆芯热量，同时也可以为反应堆冷却剂系统（RCS）提供注射功能，它由操作员手动投入，从装料池及安全壳内置换料水箱（IRWST）取水，并从地坑取水实现再循环功能。系统简图如图1所示。
图1 正常余热排出系统简图
本文讨论通常的中、小破口LOCA下RNS注射功能。中破口LOCA破口直径为5.1～22.9 cm，小破口LOCA破口直径为1.0～5.1 cm。中、小破口LOCA下需开启自动卸压系统（ADS）使RCS压力下降以达到RNS注射压力。大破口LOCA（破口直径大于22.9 cm）下由于事故进程很快，不考虑操作员手动投入RNS缓解事故；
特殊位置的破口不在讨论范围。
LOCA下预期可考虑以下缓解路径（对安全壳冷却不作讨论）：
路径1——安注信号触发堆芯补水箱（CMT）和非能动余热排出系统（PRHR）投入，随着CMT向RCS注水，达到CMT低液位将触发ADS第1～3级阀门自动卸压。操作员根据规程投入RNS注射，长期阶段RNS泵从地坑取水维持RCS冷却。预期RNS注射可稳定CMT水位从而防止ADS第4级阀门开启。
路径2——与路径1类似，如果RNS注射失效，则CMT水位继续降低，达到低低液位将触发ADS第4级阀门开启，使得IRWST水通过重力注射到RCS。IRWST水位下降至低液位将自动触发地坑再循环阀门开启维持堆芯长期冷却。
路径3——如果CMT注射失效，当RCS压力降至低于安注箱（ACC）注射压力时，ACC自动向RCS注水。操作员根据规程手动启动ADS第1～3级阀门并投入RNS注射，长期阶段从地坑取水维持RCS冷却。
路径4——与路径3类似，若RNS注射路径失效，操作员根据规程手动启动ADS第4级阀门，使得IRWST水通过重力注射到RCS并由地坑再循环维持长期冷却。
上述路径1和路径3考虑了ADS第1～3级阀门开启后的RNS注射功能，它作为安全级的IRWST重力注射（对应路径2和路径4）的纵深防御。其中，路径1下CMT是有效的，称为自动降压工况；
路径3下CMT是失效的，称为手动降压工况。下面讨论这两个工况。
2.1 计算简介
热工水力支持性分析计算操作员投入RNS注射的允许时间窗口（简称时间窗口），采用专门的安全分析程序进行计算。热工水力分析采用燃料包壳峰值温度（PCT）大于1 204 ℃作为堆芯损伤的判据[3,4]。
根据热工分析，ADS第2/3级共4台阀门中的任意2台开启即可达到RNS注射压力，分析时考虑开启2台ADS第3级阀门，保守不考虑ADS第1级阀门作用。RNS注射无需开启ADS第4级阀门。此外，中、小LOCA下CMT和安注箱共4个箱体中的任意一个有效即可提供早期的补水，分析时假设1台CMT或1台安注箱有效。
2.2 自动降压工况
该工况假设1台CMT有效，安注箱失效，ADS第3级阀门自动开启2台，ADS第1/2/4级阀门均失效。中破口LOCA下PRHR对于事故进程的影响非常有限，假设其失效；
小破口LOCA区分PRHR有效和失效。分析中为得到堆芯损伤时间，除了假设上述安全系统失效外，假设RNS始终不可用。从CMT低液位信号触发至堆芯损伤作为RNS注射的允许时间窗口。
典型破口尺寸的分析结果如表1所示。分析表明，中破口LOCA，及小破口LOCA且PRHR有效时，RNS注射的时间窗口均较长。但小破口LOCA且PRHR失效的情况下，RNS注射的时间窗口较短，这是由于该情况下CMT再循环状态的持续时间较长，温度升高，随后向RCS注射的冷却能力较低。
表1 ADS自动降压RNS注射时间窗口
注：①PRHR无效；
②PRHR有效。
以中、小破口LOCA两个代表性的破口（直径为15.2 cm破口及直径为2.5 cm破口且PRHR有效）为例给出RNS注射对事故的缓解作用。
图2给出了堆芯混合液位的变化曲线，事故后堆芯水位由CMT补水维持，CMT低液位后ADS开启，堆芯水位迅速下降并发生短时间低于活性区顶部。在允许的时间窗口内投入RNS注射使事故得以缓解，图3给出了DVI管道向RCS的注射流量变化曲线。事故过程中堆芯裸露持续的时间很短，燃料包壳峰值温度仅略微上升。
图2 堆芯混合水位（ADS自动降压）
图3 向RCS的注射流量（ADS自动降压）
2.3 手动降压工况
该工况假设1台安注箱有效，CMT失效，PRHR有效（CMT失效且PRHR也失效的情况可能性极低，故对PRHR失效不作讨论），热段低液位信号产生后延迟8 min（根据操作员访谈采用该时间足够用于相关诊断和操作）手动开启2台ADS第3级阀门，ADS第1/2/4级阀门均失效。分析中为得到堆芯损伤时间，除了假设上述安全系统失效外，假设RNS始终不可用。从热段低液位信号产生至堆芯损伤作为RNS注射的允许时间窗口。
典型破口尺寸的分析结果如表2所示。分析表明，对于较小尺寸的中破口LOCA（破口直径为5.1～15.2 cm），RNS注射的时间窗口较长，对于较大尺寸的中破口LOCA（破口直径为15.2～22.9 cm），RNS注射的时间窗口较短，这是由于在RNS注射之前冷却剂从破口快速流失而导致堆芯损伤。对于破口直径小于5.1 cm的LOCA，冷却剂从破口流失缓慢，RNS注射时间窗口更长。
表2 ADS手动降压RNS注射时间窗口
以下以直径为5.1 cm破口LOCA为例给出RNS注射对事故的缓解作用。
图4给出了堆芯混合液位的变化曲线。事故后内堆芯水位由安注箱补水维持，随着安注箱排空及ADS开启，堆芯水位迅速下降并发生短时间低于活性区顶部。在允许的时间窗口内投入RNS注射使事故得以缓解，图5给出了DVI管道向RCS的注射流量变化。事故过程中堆芯裸露持续时间很短。
图4 堆芯混合水位（ADS手动降压）
图5 向RCS的注射流量（ADS手动降压）
3.1 RNS注射规程操作说明
LOCA涉及《停堆或安注（E-0）》《一回路或二回路冷却剂丧失（E-1）》等应急运行规程，在达到ADS第1～3级触发条件（即CMT低液位或热段低液位）后进入《ADS 1～3级触发响应（ES-1.3）》规程执行ADS第1～3级阀门动作响应以及RNS注射相关操作。
中破口LOCA事故进程较快，预期在达到ADS第1～3级触发条件后将通过E-0规程转入ES-1.3规程执行RNS注射相关操作。小破口LOCA事故进程较慢，预期在E-0规程中执行RNS冷却IRWST的相关操作，在达到ADS第1～3级触发条件后转入执行ES-1.3规程，该情况下很快即可将RNS从冷却IRWST切换至向RCS注射的状态。
3.2 RNS注射的人员失误概率评价
基于热工水力分析确定的时间窗口，通过HRA评估RNS注射的人员失误概率[5-7]。表3列出了不同工况RNS注射的时间窗口（在表1和表2基础上取包络值）和对应的人员失误概率分析结果。人员失误是RNS注射失效最主要的贡献因素。
其中，对于中破口LOCA手动降压工况，在允许的时间窗口内实现RNS注射的可能性极低，假设人员失误概率取1。对于小破口LOCA且PRHR失效的工况，尽管允许的时间窗口较短，但规程上可实现将RNS从冷却IRWST快速切换至向RCS注射的状态，仍具有实现RNS注射的可能性。
要说明的是，表3的时间窗口是在CMT或安注箱仅1台有效（对应成功准则分析所要求的最少设备配置）的条件下计算得到的，实际事故进程中更多箱体的补水，RNS注射的时间窗口将略延长。
表3 RNS注射的人员失误概率
注：①PRHR有效；
②PRHR失效。
3.3 事件树建模
根据上述分析对RNS注射进行PSA建模[8]，图6给出了中破口LOCA的事件树示意图。
事件树中考虑了主要的缓解系统，包括CMT，ACC，ADS，IRWST重力注射和安全壳地坑再循环等，RNS注射在题头RNS中考虑。由于PRHR对事故进程影响有限而没有列出。其中，第1和第5个序列对应自动降压工况（注：在RCS完全降压成功的情况下也能通过RNS注射缓解事故）。第12个序列中由于实现RNS注射的可能性极低，保守不考虑RNS注射的缓解作用。
小破口LOCA的事件树与中破口类似，区别是CMT失效情况下可考虑手动降压和RNS注射缓解事故，另外还考虑PRHR对事故的影响。
对电厂风险的影响主要分析RNS注射功能对电厂堆芯损伤频率（CDF）的影响，仅对功率运行工况内部事件开展评价。
表4给出了基准工况和3个敏感性工况的分析结果。其中，基准工况考虑了RNS对事故的缓解作用，中、小破口LOCA对电厂总CDF的贡献为25.0%。
图6 中破口LOCA事件树示意图
表4 RNS注射对电厂风险的影响
敏感性工况及分析结果介绍如下。
工况1：假设不考虑RNS注射功能（人员失误概率设为1.0），中破口LOCA将使电厂总CDF增大50.2%，小破口LOCA将使电厂总CDF增大52.8%，这两个事故将使电厂总CDF约增大1倍，可见RNS注射对CDF影响较明显。
工况2：假设提高操作员启动RNS注射成功概率（人员失误概率降低为0.1倍），中、小破口LOCA这两个事故将使电厂总CDF降低4.8%，故其对降低电厂风险具有一定好处。
工况3：对极端的情况（即中破口LOCA叠加CMT完全失效，以及小破口LOCA叠加PRHR失效）不考虑RNS注射功能，其对电厂风险影响可忽略，因为该情景发生的频率极低且电厂还有其他安全级的系统缓解事故。
本文以国内某非能动核电厂为对象，结合确定论与概率论分析方法，对LOCA下RNS注射功能对电厂风险的影响开展了详细评价。分析获得以下结论：
（1）在假想的中、小破口LOCA下，CMT和PRHR自动触发，操作员具有较充裕的时间执行RNS注射相关操作，从而实现其纵深防御功能。该情景下若假设RNS注射功能失效，电厂风险增加较明显（中、小破口LOCA这两个事故将使电厂总CDF约增大1倍），而提高RNS注射成功概率对降低电厂风险有一定好处。因此建议重视规程中对相关操作的培训，为电厂安全性提供保障。
（2）在极端的LOCA叠加CMT完全失效的情景下，操作员需手动降压并投入RNS注射。中破口由于事故进程较快，RNS注射的时间窗口较短。该情况可不依赖RNS注射功能。一方面，操作员在允许的时间窗口内可能来不及完成操作；
另一方面由于CMT失效无法提供自动卸压的信号，预期操作员将手动开启ADS使一回路尽快降压至IRWST注射压力，以实现IRWST重力注射，即先考虑安全级的系统缓解事故。小破口LOCA的事故进程较慢，该情况仍有具有充裕的时间执行RNS注射。而对于小破口LOCA叠加PRHR失效的情景，尽管RNS注射允许的时间窗口较短，但当前规程可引导操作员从RNS冷却模式快速切换到注射模式，仍可实现RNS注射。上述极端情况下即使不考虑RNS注射功能，对电厂风险的影响可忽略。
［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．
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Evaluation on the Normal Residual Heat Removal System Injection Function to the Risk Influence of Passive Nuclear Power Plant
YANG Yajun，FAN 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
杨亚军（1982—），男，湖北黄冈人，高级工程师，硕士，现主要从事核电厂概率安全分析相关研究
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