第20卷第2期核科学与工程Vo1.20No.2 2000年6月Chinese Journal of Nuclear Science and Eng ineering Jun.2000 10M W高温气冷实验堆事故分析的
结果与对策
吴中旺，曲静原，刘原中，奚树人
(清华大学核能技术设计研究院，北京100084)
摘要:10M W高温气冷实验堆(HT R-10)的事故分析表明，在设计基准事故和严重事故条件下,
件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性，不会造成裂变产物大量向外释放。根据事故分析结
果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验，针对HT R-10所提出的一系列事故对策有效
地保证了HT R-10在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等，能够确保HT R-10、人员、
社会以及环境的安全。
关键词：高温气冷堆；核安全；事故分析；事故对策
10M W高温气冷实验堆(H TR-10)是国家/8630计划能源领域2000年发展战略目标中的重大项目之一，是核能开发利用的一种先进堆型，要求在2000年建成并投入运行。
HTR-10不仅具有模块式高温气冷堆的固有安全特性，而且由于堆功率规模小以及设计上的改进，因此有更好的安全性能。反应堆具有热惯性大及负温度系数的特点，其动态过程缓慢，在过热的情况下，借助于负反应性温度反馈能自动停堆。反应堆的安全设计考虑了阻止放射性物质释放的多重屏障：燃料包覆颗粒、一回路压力边界及密封舱室。两套独立的反应堆停堆系统和非能动的余热排除系统使得反应堆有良好的安全特性，在正常运行和事故工况下向环境释放的放射性物质的限值都低于国家标准的有关规定。
HTR-10的事故状态是指其事故工况和严重事故两类状态的统称。事故分析的目的首先是论证HTR-10在各种事故工况下的安全性，具体的做法是对各种可能发生的事故进行分类、分析并作出安全评价，提出有效的防止事故的安全措施，用以改进设计和指导运行。严重事故是指其严重性超过事故工况的状态，实践表明，仅分析事故工况下的事故是不完全的，必须要对严重事故进行分析，在防止事故工况的基础上，形成和实施具体的抗严重事故的对策和手
收稿日期:1999-12-30
作者简介：吴中旺，男,1965年毕业于清华大学工程物理系反应堆工程专业，现为清华大学核能技术设
计研究院副研究员，主要从事核安全研究及相关学科的科研工作。
曲静原，男,1982年毕业于清华大学工程物理系，现为清华大学核能技术设计研究院副教授。
刘原中，男，研究员,1962年毕业于清华大学工程物理系，现主要从事核安全分析、辐射防护与环境保护工作。
奚树人，男，博士导师，长期从事核反应堆安全，核反应堆物理，概率安全评价和核应急决策支持系统等方
面的研究工作。
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段，达到更高的安全水平。
1事故分析及后果
111设计基准事故
根据事件可能发生的频度及其后果，将HTR-10反应堆的状态分为正常运行和事故工况[1,2]。
正常运行是HTR-10在起动、功率运行、实验、维修等过程中所预计到的经常性或定期出现的工况。在此工况下，所引起的物理参数变化不会达到触发保护动作的整定值。
事故工况分为三类：中等频率事故(Ò类事故)、稀有事故(Ó类事故)、极限事故(Ö类事故)。
中等频率事故是HTR-10每年可能发生的预计事件或一般事故。这些事故预计不会发生包覆颗粒燃料破损或反应堆冷却剂系统超压，在此工况下，当被监测的运行参数达到规定的整定值时，保护系统能够紧急停堆，在完成必要的纠正措施后，反应堆可重新恢复运行。这些事故不会扩大到更为严重的Ó类和Ô类事故。
导致Ò类事故的典型始发事件有：一回路主氦风机误加速、给水温度降低、给水流量增加、蒸汽流量增加、外负荷过度增加、蒸汽发生器意外开启、失去厂外电源、正常给水流量减少或失去、反应堆冷却剂流量减少、失去外负荷、汽轮机停机、冷凝器失去真空、汽轮机主汽门故障关闭、一根控制棒在功率运行时失控提升、一根控制棒在次临界或低功率启动的工况下失控提升、氦气入口温度大幅度下降、实验样品误取出、燃料装卸事故、压力容器外冷却剂小管道(DN10)破损等。
稀有事故是在H TR-10寿期内可能会出现的频率很低的事故。在此工况下，反应堆冷却剂压力边界可能发生破坏或可能造成包覆颗粒燃料的破损，但释放的放射性物质对公众中任何个人(成人)可能受到的全身剂量低于1mSv，甲状腺当量剂量低于10mSv；而且不会扩大成Ô类事故。
导致Ó类事故的典型始发事件有：给水管道小破口、水进入一回路系统、堆厂房内一回路隔离阀下游的大联管(DN65)断裂、压力容器与一回路隔离阀之间的大联管(DN65)断裂、蒸汽发生器单根换热管破损或断裂等。
极限事故是在H TR-10寿期内预计不会发生的假想事故。在此工况下，释放到周围环境的放射性物质对公众中任何个人(成人)可能受到的全身剂量应控制在5mSv以下，甲状腺当量剂量应控制在50mSv以下，尽管这是设计的极限情况，但不应使对付这类事故所需系统的功能丧失。
导致Ô类事故的典型始发事件有：主蒸汽管道破裂、给水管道大破口、地震引起堆芯燃料球床密实化、蒸汽发生器两根换热管破损或断裂、失去厂外电源ATWS、失去正常给水ATWS、控制棒误提升AT WS等。
对以上三类设计基准事故，在H TR-10的设计中都采取了针对性预防措施，由于这些预防措施(工程安全系统)的控制，一般不会造成明显的厂外辐射后果。
112严重事故
严重事故是发生概率极低的假想的超设计基准事故。事故后，反应堆失去安全功能，导致堆芯包覆颗粒燃料严重破坏，可能会造成明显的厂外辐射后果。
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严重事故发生的概率虽然极低，但是不能完全排除其发生的可能性。因此,HT R-10的安全设计仅以设计基准事故为限是不够的，必须要进行严重事故及事故处置的研究，考虑严重事故的预防与对策，尽量减少放射性物质向厂外的释放，以保护环境和公众的安全，进一步提高HT R-10的安全性。
HTR-10的严重事故有：主氦风机续转、失去正常给水流量同时氦风机挡板关闭失效、冷启动工况下所有控制棒失控提升、热氦气导管压力壳双端断裂、控制棒误提升AT WS叠加风机挡板关闭失效、控制棒误提升ATWS叠加一回路系统失压、热氦气导管压力壳双端断裂ATWS叠加堆腔冷却系统失效等。
113事故分析
11311事故分类
为了便于事故的瞬态分析，把上述H TR-10的始发事件可能导致的事故归并为六类事故：一回路系统排热增加、一回路系统排热减少、反应性和功率分布异常、堆冷却剂回路破口、未能紧急停堆的各种预计瞬态、废气贮存罐泄漏。
事故分析仅对以上每一类事故中的极限情况，即对可能导致最为严重环境辐射后果的包络性事故作定量分析，其中设计基准事故只分析一回路失压失冷事故、一回路进水(蒸汽发生器热管断裂)事故和废气贮
存罐泄漏事故；超设计基准事故只分析热氦气导管压力壳双端断裂事故(即进空气事故)。
11312事故序列简述
1)一回路失压失冷的事故序列
一回路压力边界的三个压力容器和连接管系的泄漏或破口以及卸压系统卸压阀或安全阀的误开启均能导致一回路失压。
作为事故后果分析，只分析与压力容器相连的直径最大的管道(即燃料元件装卸料管DN65大联管)发生断裂。
DN65大联管管道破断后，冷却剂以6158kg/s速率排向一回路舱室,2min内一回路排空，堆内余热靠自然对流和热辐射传出堆壳，由一回路舱室冷却器传至最终热阱)))大气，事故失压过程和堆芯过热过程的事故序列列于表1。
表1压力容器与一回路隔离阀之间大联管(DN65)断裂的事故序列
Table1The accident sequence of pipeline freaking(DN65)with pressure vessel and primary separate valve
时间进程(s)
事故序列
初装堆芯平衡堆芯
DN65大联管瞬时破断00
一回路负变化率超过0103M Pa/min整定值
一回路舱室爆破膜爆破，舱内气体无过滤通过破口排向环境~310~310
一、二回路质量流量比小于整定值017271067106
反射层内控制棒开始下落81068106
一、二回路隔离阀开始关闭2810628106
一回路排空，冷却剂总排放量~150kg~120~120
燃料最高温度达到峰值1033e943e
2)一回路进水(蒸汽发生器热管断裂)的事故序列
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表2给出了蒸汽发生器两根换热管破裂的事故序列。
表2蒸汽发生器两根换热管断管的事故序列
Table2The accident sequence of two pipline breaking in SG
时间进程
事故序列
初装堆芯平衡堆芯
两根换热管发生瞬时破断00
一回路湿度探测点湿度超过整定值1510s1510s
反应堆保护系统给出紧急停堆信号3010s3010s
风机停车，氦流量以4s半衰期指数递减，控制棒开始下落3815s3214s
堆功率达到最大值3815s(1119M W)3215s(1415M W)
燃料最高温度达到峰值3913s(103612e)3318s(944e)
蒸汽发生器排空，一回路进水4219kg5010s5010s
421事件内容风机挡板关闭5010s5010s
二回路隔离系统阀全程关闭，净化系统和蒸汽发生器排空系统阀全部开
7514s7513s
启
一回路最大进水量12919kg12919kg
石墨腐蚀量达到饱和值4188kg318kg
一回路压力超过315M Pa，卸压阀开启31008h21757h
一回路压力低于219M Pa，卸压阀回座31067h21816h
3)废气贮存罐泄漏的事故序列
氦净化系统再生时产生的废气，及氦支持系统和燃料装卸系统的排放系统排出的带放射性的气体都要压缩到贮存罐中贮存，一旦贮存罐泄漏则放射性物质释放出来。
4)热气导管压力壳双端断裂的事故序列
整个事故过程分为三个阶段，即失压过程、自然循环过程和石墨化学腐蚀过程。事故前期当堆内压力和堆舱压力平衡之后，堆舱压力负变化率达到1000Pa/s时，关闭负压通风系统，延迟5min后关闭泄压管路上的隔离阀，并重新启动负压通风系统，舱室内的气体经过滤后排放，舱室的通风流量为100%d-1。事故发生后2~3d，采取人为干预措施，切断进入堆芯的空气源，在此期间籍助于气体的扩散和对流，堆内建立起反向的自然循环，堆舱内空气不断流进堆内与石墨产生氧化腐蚀的放热反应。整个事故过程中，腐蚀石墨的总量是31912kg，事故结束后，堆内约有214%的燃料颗粒裸露。
11313事故分析的安全限值
1)在所有事故工况下，陶瓷型包覆颗粒的球形燃料元件的最高温度限值为1200e，保持滞留裂变产物的能力;
2)在极限事故工况下，堆内最大压力限值为3185MPa，保持反应堆压力壳的完整性。11314分析方法
事故分析是采用德国于利希核研究中心发展的THERM IX软件包计算的。其中包括反应堆壳内固相两维瞬态温度分析模块TH ERMIX、堆内两维类稳流体分析模块KONVEX、一回路管系部件温度和流体一维分析模块KISMET、点中子动力学分析模块KINEX和石墨腐蚀分析软件REACT。蒸汽发生器断管事故初期，破口排放过程的分析是用美国EPRI公司发展的RETRAN02-M OD2程序计算的。
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11315分析结果
事故定量分析结果表明，在HT R-10发生一回路失压失冷、一回路进水(蒸汽发生器热管断裂)、废气贮罐泄漏等设计基准事故和发生热氦气导管双端断裂的严重事故时，堆芯的包覆颗粒燃料的最高温度都低于会造成裂变产物释放的安全温度限值，具体结果如下：一回路失压失冷事故：事故过程中燃料最高温度是1033e，低于规定的燃料温度安全限值，包覆颗粒的完整性不受影响，放射性物质的释放处于正常运行水平，事故辐射后果的计算表明，对居民造成的最大个人全身剂量为717@10-2mSv。
一回路进水(蒸汽发生器热管断裂)事故：分析的事故有蒸汽发生器热管入口段(冷段)一根或两根换热管双端断裂及热管出口段(热段)一根或两根换热管双端断裂事故。事故过程中燃料最高温度为103612e，低
于规定的燃料温度安全限值，堆内进水造成的石墨腐蚀总量不会发生燃料颗粒裸露和燃料元件的意外破损，既使在压力控制系统事故净化及风机挡板关闭同时失效的假想叠加事故中，堆壳排出的放射性物质的总释放量远低于国家规定的剂量限值，事故辐射后果的计算表明，对居民造成的最大个人全身剂量为210@10-1mSv。
废气贮罐泄漏事故：是贮存氦净化系统再生时排出的放射性氦气的贮罐发生破裂造成放射性物质释放的事故，其释放量远低于规定的安全限值。事故辐射后果的计算表明，对居民造成的最大个人全身剂量为210@10-3mSv。
热氦气导管压力壳双端断裂导致堆内进空气事故：进入堆内的空气与石墨产生氧化腐蚀的放热反应，热工计算结果表明，事故发生后72h造成堆内约有214%的燃料颗粒裸露，但此时燃料颗粒仍能保持其完整性以及滞留放射性裂变产物的功能。事故辐射后果的计算表明，对居民造成的最大个人全身剂量为415@10-1mSv。
2事故对策
事故分析的目的就是要了解和分析事故发生、发展的过程以及可能的后果，从而有针对性地提出明确的预防措施，尽可能地防止事故的发生，这是事故对策的首要任务。一旦发生事故，要立即采取缓解措施进行处置，尽量减小事故的后果，确保反应堆的足够安全，保护人员、社会以及环境免受放射性危害。
在HTR-10的设计、加工、建造、安装、调试和运行中始终遵循这一基本安全原则，建立了行之有效的安全防护措施和事故对策。
211HTR-10的安全设计准则
HTR-10的主要设计准则是：堆芯的余热可以通过热传导、辐射或自然对流方式传出，在所有运行及事故工况下，堆芯燃料元件的最高温度不超过1200e的温度限值，在此温度限值之下，包覆颗粒燃料元件保持良好的滞留裂变产物的性能，不会造成放射性裂变产物大量向外释放的事故。为此，在工程初期，以压水堆核电厂设计准则为蓝本，参照国外高温气冷堆的有关资料，结合我国国情和HT R-10的具体特点，编制了HTR-10设计准则，作为工程总体及系统设计和审评的总则。
几年来的应用实践充分证明了这套33项设计准则基本满足了工程的需要，对提高H TR-10的设计质量、提高安全水平、保证审评工作顺利进行和保证工程进度都起到了重要的作用。当然，这套国内第一部高温气冷堆的设计准则还有一个逐步完善的过程，随着H TR-10的建成、投入运行，一部完整的高温气冷堆设计准则将会逐渐形成，并在下一世纪我国发展高温气冷堆中得到推广应用。
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