摘要：伴随着世界核电的发展，核电站的安全问题开始受到越来越多人的关注。特别是福岛核事故发生后，世界各国更加重视对核电站严重事故的研究与应对。全厂断电事故作为可能引起堆芯熔化的始发事件之一，在发生之后如果处理不当，有可能导致堆芯受损乃至严重事故的发生。因此了解核电站全厂失电事故后的演变机理，并熟悉其处理手段便显得尤为重要，本文着重介绍了全厂失电事故后可能朝严重事故发展的推理、处理方法。
关键词：核电站；全厂失电；SOP规程；冷却；自然循环；严重事故
1严重事故机理简介
严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况。一般来说，核反应堆的严重事故可分为两大类：堆芯熔化事故和堆芯解体事故。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。由于压水堆的固有的负反应性温度反馈特性和设置了专设安全设施，压水堆发生堆芯解体的可能性极小。
2严重事故的一般进程
当反应堆正常运行时，某种事件的发生，触发反应堆停堆。停堆后，某些原因导致堆芯不能得到有效的冷却，堆芯余热无法排出，核燃料开始过热。燃料的锆合金包壳与水蒸汽发生氧化反应，产生氢气，并放出热量。随着堆芯的持续过热，水蒸汽或氢气的不断产生，导致反应堆冷却剂系统（简称RCS）压力上升，诱发相关阀门开启进行系统卸压；由于堆芯过热，核燃料首先释放出挥发性的裂变产物，然后再释放出半挥发性的裂变产物。在堆芯处形成了一个金属熔融池，并且熔融物不断跌落到压力容器的下封头处。当跌落的熔融物与下封头处剩余的水接触后，两者相互作用，产生熔融物碎片。压力容器中的氢气和裂变产物被释放到安全壳中，氢气遇到氧气发生燃烧，导致安全壳内瞬时出现温度和压力的峰值，可能造成安全壳的破坏。积聚在下封头的堆芯熔融物，最终将导致压力容器的破裂。伴随着压力容器的熔融贯穿，熔融物在安全壳内的地坑中积聚。熔融物首先与地坑中的冷却剂相互作用，剧烈反应，可能发生堆外水蒸汽爆炸；当冷却剂被蒸发，熔融物开始侵蚀混凝土，大量不可冷凝的气体释放出来，导致安全壳内压力逐步增加。安全壳内温度和压力的上升，会造成安全壳的失效，导致裂变产物向大气中释放。
3全厂失电事故（SBO）-单一电源故障
全厂断电事故的始发事件是厂内两个6.6KV的应急配电盘LHA和LHB几乎同时失效，或者是由于一系列事件破坏了电源而导致厂外厂内电丧失，从而使得反应堆安全系统的全部电力供应都被切断。
一个机组同时失去主电源、辅助电源、二台应急柴油机且超过1小时的概率为10-5/堆年，属于第4类工况，在核电上的设计基准事故中不考虑全厂失电事故，但为达到补充事故研究的目标有如下的考虑：
设置了LLS系统；
编制了SOP事故处理程序；
3.1SOP事故处理
全厂断电事故发生的瞬间,几乎同时出现以下瞬变:
1.在反应堆主回路,控制棒驱动机构由于失电而引发控制棒自由下落,反应堆紧急停堆,同时主冷却剂泵也因为断电而惰转,一回路冷却剂流量迅速下降。
2.在二次侧,汽轮机脱扣,主给水泵停运,来自反应堆厂房外主蒸汽管道隔离阀上游处的(剩余)蒸汽用以驱动汽动辅助给水泵,维持给水,保证蒸汽发生器二次侧的热阱功能。
在这种情况下，如果反应堆冷却剂系统最初是关闭的，那么操纵员必须立即利用SOP程序开始后撤。通过使用LLS柴油机，试验泵（RIS011PO），汽轮机驱动的辅助给水泵（ASG003/004PO）和主蒸汽管线安全阀来完成。
在单一故障的情况下，运行团队利用SOP程序能够将机组控制在一回路温度为190℃，压力为45bar的状态下，等待电源的恢复。
4SBO事故叠加扩展
根据单一电源故障导致的SBO事故分析可以知道，在SBO时反应堆面临着严峻的两个问题就是：
1、持续的冷却；
2、一回路压力边界的完整性。
4.1冷却不足
随着堆芯余热的不断释放，如果不能及时将热量导出，那么引起冷却剂升温升压,由于冷却剂的热膨胀效应,使得稳压器水位上升。一回路的压力随着温度迅速上升,直至稳压器泄压阀开启,冷却剂通过泄压阀排往泄压箱,当泄压箱内压力达到并超过定值时,爆破膜爆破,大量冷却剂释放到安全壳内,大量的水和蒸汽在安全壳内迅速扩散并且导致安全壳内压力迅速上升。
堆芯由于得不到冷却剂补充,剩余冷却剂不断蒸发,液位迅速下降, 堆芯出现沸腾并且开始裸露,控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化, 随后燃料开始熔化并且向下坍塌,堆熔混合物随着下栅板及下支撑板的失效掉入下腔室,随之压力容器底部裸露烧干,随后将下封头熔穿,堆熔物掉入堆坑,与堆坑内的水作用产生的大量水蒸汽、氢气和放射性汽溶胶进入安全壳内,与来自泄压箱的蒸汽会合使安全壳内压力迅速上升大量堆熔物与混凝土底板发生作用,释放出大量不可凝气体,堆坑底板及径向均有熔蚀现象出现下封头失效后,压力容器及一回路内压力迅速下降到4MPa左右时,安注箱投入安注,除与少量堆芯残余物作用外,大量安注水直接流入堆坑与堆熔物接触产生大量高温蒸汽和不可凝气体(氢气、一氧化碳、二氧化碳等),使得安全壳压力瞬间快速上升。此后不可凝气体释放减缓,且释放热与安全壳内吸热构件逐渐达到热平衡;氢气等可燃气体在安全壳大空间不断积聚,浓度不断上升,最终可能发生燃爆,使安全壳超压失效。
在锆水反应、包壳破损和熔化、燃料熔化和MCCI 过程中产生的氢气、放射性裂变气体和水蒸汽混合物进入安全壳并且弥散于安全壳大气中, 安全壳失效后,放射性气体和放射性汽溶胶释放到环境中。
4.2一回路压力边界失效
全厂断电事故发生后，全部能动安全设施如高低压安注、安全壳喷淋、电动辅助给水系统不能投入运行。如果没有系统向主泵轴封注水，就可能会出现轴封破口。
全厂断电事故发生后，由于轴封破口的存在，一回路系统的冷却剂通过破口迅速流失，主系统压力迅速下降。堆芯在失去冷却的情况下逐渐裸露，压力容器顶盖处产生汽泡，影响二回路的自然循环；随着堆芯水位的持续下降，当水位降低到主管道裸露时，此时二次侧的自然循环的效率也大大下降。当堆芯完全裸露之后，锆包壳与高温水蒸气发生氧化反应产生氢气，影响安全壳的完整性。
从堆芯开始裸露到后面的安全壳失效，整体过程与失去二次侧的冷却现象基本类似，此处不再赘述。
5全程失电事故下的控制要点
5.1堆芯可控冷却及边界完整情况下的控制：
分析了单一SBO事故逐渐演变到严重事故的事故扩展可知，为了保证堆芯的安全可控，避免机组超严重事故演变，运行团队最最重要的就是控制堆芯的冷却和保证轴封的完整性。可以得到以下策略：
1、保证汽动辅助给水泵（ASG003/004PO）的可用性：包括ASG汽动泵工作的蒸汽品质需求、供水路径的完好、SG水位的控制、冷却速率的调整等；
2、关注主泵轴封的供水：全厂失电的情况下只能通过RIS011PO保证主泵的轴封注入，RIS011PO的及时启动以及主泵轴封水的及时注入对于主泵轴封的完整性至关重要；
3、关注自然循环：
控制好二次侧的冷却速率：二次侧过大的冷却速率将导致自然循环的驱动压头下降，自然循环的减弱或中断；由于压力容器上封头内冷却剂流动减弱，过度冷却可能引起上封头冷却剂汽化，这不仅会减弱自然循环的循环动力，也对设备造成冲击；
关注好△Tsat-Head：一回路系统存在不凝结气体或压力容器上封头汽化时，均会增加自然循环的阻力，减弱或者中断自然循环。
5.2堆芯冷却失效或边界出现破口下的控制：
综合分析了两种可能从SBO达到严重事故的情况，从严重事故的发展机理可以看出，事故情况下主系统处于高压状态，一旦压力容器失效，熔融物将在压力作用下向安全壳中快速释放，也被称为高压熔融物喷放（High Pressure Melt Ejection，简称 HPME）。在此种情况下可能发生安全壳直接加热，导致安全壳早期失效。
核心控制策略：在压力容器失效之前将主系统压力降下来或者恢复注水。
操纵员在ECP4程序中进行稳压器安全阀的手动开启泄压;
尽快寻求电源的恢复或者替代，完成堆芯的再次淹没。在压力容器失效之前进行注水，可以有效地减缓堆芯损伤及安全壳的损伤。
参考文献：
[1]《轻水堆核电厂严重事故现象学》 苏光辉等，国防工业出版社，2016年第一版
[2]《核反应堆严重事故机理研究》，佟立丽，上海交大出版社，第1版
[3]《反应堆热工水力》 骆纯珊 2006年11月初版