小破口引發(fā)的嚴(yán)重事故工況及事故緩解的研究

王高鵬,劉長亮,葉忠昊

(1.中國核電工程有限公司,北京 100840;2.國核工程有限公司,上海 200233)

目前在國內(nèi)外,嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解成為提高核電廠安全性的重要內(nèi)容,也是國際核工業(yè)界與核安全當(dāng)局關(guān)心的問題。它是核電廠發(fā)生事故并防止放射性產(chǎn)物大量釋放并對公眾健康造成危害的重要保障。因此,對嚴(yán)重事故的研究并建立合理有效的事故管理導(dǎo)則非常重要。在眾多嚴(yán)重事故序列中,其嚴(yán)重程度因各個(gè)電廠而異,但綜合國內(nèi)外各個(gè)電廠的研究結(jié)果,小破口類引發(fā)的事故較為嚴(yán)重,例如在福建福清核電廠一期工程的1級PSA的分析結(jié)果中,小破口類事故引起的堆芯損壞頻率占電站堆芯損壞頻率的 17.80%。本文就是利用MAAP程序?qū)π∑瓶谑鹿室l(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)行計(jì)算分析,并參考相關(guān)的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則,制定對該事故的緩解措施。

1 計(jì)算模型及事故假設(shè)

MAAP程序是EPRI開發(fā)的可以用于嚴(yán)重事故分析的一體化程序,它可以對嚴(yán)重事故發(fā)展的整個(gè)過程進(jìn)行模擬計(jì)算,其中包括事故發(fā)生后一回路(包括堆芯)的響應(yīng),安全殼的狀態(tài)和最終的裂變產(chǎn)物釋放情況等。本文利用該程序,以方家山核電廠為目標(biāo)電廠,建立計(jì)算模型,并對冷管段小破口事故進(jìn)行了計(jì)算。本文的計(jì)算假設(shè)為：功率工況下,在冷管段上發(fā)生當(dāng)量直徑為25mm的小破口,事故發(fā)生后高壓安注失效,操作員執(zhí)行快速降溫降壓失效,即沒有二回路帶熱,安全噴淋等能動安全設(shè)施均失效,沒有手動關(guān)閉安注箱,計(jì)算時(shí)間為48 h。

2 事故進(jìn)程與后果分析

計(jì)算得到的事件序列如表1所示。反應(yīng)堆以及安全殼的主要參數(shù)在事故進(jìn)程中的變化如圖1～圖4所示,給出了在本文假設(shè)條件下冷管段發(fā)生小破口事故后反應(yīng)堆系統(tǒng)主要熱工水力參數(shù)的變化。計(jì)算結(jié)果顯示：冷卻劑是通過冷管段破口損失掉的,由于破口面積很小,事故初期冷卻劑總量緩慢減少,堆芯水位基本維持不變。由于利用二次側(cè)降溫降壓失敗,隨著時(shí)間進(jìn)行,一回路壓力逐漸升高并達(dá)到穩(wěn)壓器安全閥整定值,隨著穩(wěn)壓器安全閥的打開,冷卻劑總量加速減少,堆芯水位也迅速下降,這個(gè)過程在一回路壓力圖上有相應(yīng)體現(xiàn)。隨著事故的進(jìn)一步進(jìn)展,由于安注失效,出現(xiàn)堆芯裸露,燃料元件開始熔化并最終導(dǎo)致壓力容器失效,堆芯水位迅速降為零,一回路壓力在壓力容器失效時(shí)達(dá)到一個(gè)峰值。圖5～圖8是安全殼內(nèi)主要參數(shù)隨時(shí)間的變化。本文建模時(shí)針對方家山核電站的安全殼特點(diǎn)將安全殼劃分成反應(yīng)堆堆腔、安全殼下部空間、安全殼上部空間和包含有地坑的安全殼環(huán)廊。當(dāng)安全殼上部空間內(nèi)壓力達(dá)到設(shè)計(jì)壓力時(shí)保守的認(rèn)為安全殼即失效,并開始向環(huán)境排放裂變產(chǎn)物。計(jì)算結(jié)果顯示,在壓力容器破裂時(shí),一回路剩余的冷卻劑全部進(jìn)入堆腔,由于沒有其他水源注入,隨后堆腔逐漸被蒸干,下泄到堆腔的堆芯熔融物得不到冷卻,開始與地板發(fā)生堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI),最終會熔穿地板,圖 8顯示事故后48 h的時(shí)候地板已經(jīng)被融化了近30 cm。此外,堆腔內(nèi)氣體不斷被加熱,并且由于MCCI反應(yīng)不斷有氣體生成,導(dǎo)致安全殼壓力不斷升高,最終在39.46 h的時(shí)候使安全殼失效。

表1 小破口并且高壓安注失效事件序列Table1 The sequence of small LOCA w ith high pressure injection failure

在小破口事故進(jìn)程中,安全殼內(nèi)壓力的突升不像大破口事故發(fā)生時(shí)那樣由于噴放會發(fā)生在事故初期,而是在壓力容器破裂的時(shí)候。這是由于破口很小,一回路壓力下降緩慢,在壓力容器失效時(shí)一回路壓力仍然很高,形成高壓熔堆。壓力容器破裂時(shí),高溫高壓的堆芯熔融物噴放到安全殼內(nèi),生成眾多的細(xì)小顆粒,行成對安全殼的直接加熱(DCH),使安全殼壓力飛升,嚴(yán)重威脅安全殼的完整性。本文計(jì)算顯示在壓力容器失效時(shí),安全殼壓驟升了將近2個(gè)大氣壓,雖然沒有直接導(dǎo)致安全殼失效,但也對安全殼構(gòu)成了嚴(yán)重的威脅。

圖1 反應(yīng)堆堆芯水位隨時(shí)間的變化Fig.1 The collapsed w ater level in core

圖2 一回路壓力隨時(shí)間的變化Fig.2 The p ressure o f p rimary loop

圖3 最高堆芯溫度隨時(shí)間的變化Fig.3 Themaximum core tem perature

圖4 破口流量隨時(shí)間的變化Fig.4 The flow rate at the break

圖5 安全殼內(nèi)水的質(zhì)量隨時(shí)間的變化Fig.5 The w ater mass in containment

圖6 安全殼壓力隨時(shí)間的變化Fig.6 The p ressure in containment

圖7 堆腔內(nèi)氣體溫度隨時(shí)間的變化Fig.7 The temperature of gas in reactor cavity

事故發(fā)生后39.46 h時(shí)安全殼最終失效,核電廠的三道安全屏障都相繼失效,最終造成了放射性產(chǎn)物向環(huán)境的釋放。表2分別給出了安全殼失效時(shí)和事故發(fā)生后兩天時(shí)安全殼內(nèi)水蒸氣和氫氣等不可凝氣體的情況;表3分別給出了事故發(fā)生后兩天,安全殼破裂后約8.5 h的時(shí)候裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放情況。

圖8 堆腔內(nèi)熔融物高度隨時(shí)間的變化Fig.8 The heightofmoltenmass in reactor cavity

表2 安全殼內(nèi)水蒸氣和主要不可凝氣體分布情況Table2 Steam in the containmentand main non-condensab le gases

表3 裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的情況Table3 Release of fission p roduct to the environment

3 事故的緩解

以上是對冷管段發(fā)生小破口并且高壓安注失效等情況下的事故現(xiàn)象進(jìn)行的計(jì)算分析,可以看出該事故引發(fā)了非常嚴(yán)重的事故后果。因此本文根據(jù)該事故的特點(diǎn)和相關(guān)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中的嚴(yán)重事故緩解措施對該事故的緩解進(jìn)行了研究和計(jì)算。由于方家山電廠的反應(yīng)堆堆腔是干式堆腔,在壓力容器破裂后除了一回路剩余的冷卻劑隨堆芯熔融物一起進(jìn)入堆腔內(nèi)之外,沒有其他的水源能進(jìn)入堆腔,最終導(dǎo)致熔融物無法冷卻而造成嚴(yán)重后果。據(jù)此,本文采用嚴(yán)重事故策略中的向冷卻劑系統(tǒng)(RCS)注水和控制安全殼狀態(tài)來緩解該事故。假設(shè)在壓力容器失效后30 m in時(shí)電廠低壓安注系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)得到恢復(fù)。低壓安注向RCS注水,注入RCS的水通過壓力容器破口進(jìn)入堆腔,保持對堆芯熔融物的持續(xù)冷卻。同時(shí)安全殼噴淋系統(tǒng)對安全殼壓力進(jìn)行控制,隨后再循環(huán)系統(tǒng)啟動為安注和安噴系統(tǒng)提供長期水源,并通過安噴熱交換器維持地坑水溫度,最終使電廠進(jìn)入長期冷卻狀態(tài),事故得到緩解。計(jì)算時(shí)間同樣為48 h,表4是計(jì)算的事件序列。冷卻劑系統(tǒng)和安全殼主要參數(shù)隨時(shí)間的變化如圖9～圖14所示。

表4 小破口事故緩解計(jì)算事件序列Table 4 Sequence of the sma ll LOCA m itigation

從圖9可以看出在壓力容器失效后30 min時(shí)低壓安注投入,二十幾分鐘后RWST水箱達(dá)到低水位,再循環(huán)系統(tǒng)啟動。圖10給出的是破口流量隨時(shí)間的變化。圖11～圖14是安全殼內(nèi)參數(shù)隨時(shí)間的變化。計(jì)算結(jié)果顯示在壓力容器破裂時(shí)進(jìn)入堆腔的一回路剩余冷卻劑被蒸干前,由于低壓安注的注入,增加了堆腔內(nèi)的水量并隨后得到保持,形成對堆芯熔融物的長期冷卻。布置有地坑的安全殼環(huán)廊內(nèi)的水量在安噴和再循環(huán)系統(tǒng)啟動后也維持在一定的量值上,由于安噴熱交換器的使用,維持地坑水的溫度在安全值以下,為事故緩解提供長期的冷源。圖13和圖14是安全殼內(nèi)各部分壓力和氣體溫度的變化情況,雖然堆腔壓力和安全殼下部空間的氣體溫度在緩解措施啟動后有瞬時(shí)的峰值,但沒有造成安全殼的失效,最終都得到了控制,保持在安全范圍內(nèi)?？梢姳疚牟扇∠騌CS注水與控制安全殼狀態(tài)的嚴(yán)重事故緩解措施是有效可行的。

圖9 安注流量隨時(shí)間的變化Fig.9 Safety injection flow rate

圖10 破口流量隨時(shí)間的變化Fig.10 Flow rate at thebreak

圖11 堆腔和安全殼環(huán)廊內(nèi)小的質(zhì)量隨時(shí)間的變化Fig.11 The watermass in reactor cavity and annu lar compartment

圖12 安全殼地坑水的溫度隨時(shí)間的變化Fig.12 Water tem perature in the containment sump

圖13 安全殼各部分氣體溫度隨時(shí)間的變化Fig.13 Gas temperature in the containment

圖14 安全殼各部分壓力隨時(shí)間的變化Fig.14 Pressure in the containment

4 結(jié)論

利用MAAP4程序?qū)Ψ郊疑胶穗姀S進(jìn)行建模,對國內(nèi)外事故分析中認(rèn)為影響較為嚴(yán)重的小破口事故引發(fā)的嚴(yán)重事故現(xiàn)象進(jìn)行了計(jì)算。著重分析了事故中安全殼內(nèi)狀況和事故發(fā)生后兩天時(shí)裂變產(chǎn)物釋放的情況。隨后根據(jù)電廠和事故的自身特點(diǎn),結(jié)合相應(yīng)的嚴(yán)重事故管理策略對該事故的緩解策略進(jìn)行了研究和計(jì)算。對采取緩解措施后的電廠狀態(tài)特別是安全殼內(nèi)的狀態(tài)的分析表明所采取的事故緩解措施是有效可行的。論證了國內(nèi)類似方家山的三環(huán)路核電廠在嚴(yán)重事故緩解中采取向RCS注水和控制安全殼狀態(tài)是一個(gè)有效可行的策略。

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