核電站堆芯熔融物的處理措施

冉刻，周濤，李精精

(華北電力大學(xué)核熱工安全與標(biāo)準(zhǔn)化研究所，北京102206)

0 引言

2011年3月11日在日本發(fā)生的9級(jí)地震及其引發(fā)的海嘯最終造成了福島核電站發(fā)生了堆芯熔融事故，導(dǎo)致大量的放射性物質(zhì)釋放到大氣中。福島核電站沸水堆的堆芯熔融事故，與通常研究的壓水堆堆芯熔融有著一定的差別，這在一定程度上也體現(xiàn)了各種堆型中堆芯熔融的差別，同時(shí)也對(duì)堆芯熔融物的控制和收集提出了更高的要求。國(guó)外Asmolov[1]和Rempe[2]較早開(kāi)始了堆內(nèi)熔融物維持的分析研究，Hawkes[3]和Hammersley[4]也對(duì)AP600這一具體堆型的熔融物的特性進(jìn)行了研究;國(guó)內(nèi)中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院[5]和清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院[6]則分別研究了堆芯熔融物在下腔室的冷卻及其與混凝土的反應(yīng)，但對(duì)不同堆型的堆芯熔融物的維持及其差異的研究目前較少。因此，堆芯熔融物的處理措施應(yīng)成為緩解核電站嚴(yán)重事故的重要研究?jī)?nèi)容，急需對(duì)各種堆型熔融物的處理方式進(jìn)行更深入的研究，以達(dá)到保護(hù)環(huán)境、實(shí)現(xiàn)核電安全發(fā)展之目的。

1 堆芯熔融物的特性及冷卻策略

1.1 堆芯熔融物的特性

堆芯熔融物在高溫(高于其熔點(diǎn))環(huán)境下存在強(qiáng)烈的對(duì)流運(yùn)動(dòng)，由于密度不同，會(huì)存在分層現(xiàn)象。有代表性的分層結(jié)構(gòu)為:

(1)第1層為金屬熔融層，主要由Fe－Zr的混合液態(tài)金屬組成。

(2)第2層為氧化物熔融池，主要由UO2－ZrO2的氧化物組成。

有文獻(xiàn)[7]把第2層細(xì)分為2層，即外圍的氧化物殼層(又叫冷凝殼層)和內(nèi)部的氧化物熔融池。氧化物殼層是氧化混合物與溫度偏低的金屬熔融層、下封頭相接觸后冷凝形成的一個(gè)厚度為幾毫米到幾十毫米的殼層，其熔點(diǎn)大約為2730℃;殼層上部由于和金屬熔融層相接觸，所以厚度只有幾毫米，而下部由于接觸的下封頭溫度較低，殼層厚度則達(dá)幾十毫米。金屬熔融層的厚度相對(duì)其直徑較小，第2層的熱量是通過(guò)此薄層的上表面和側(cè)面?zhèn)鬟f，其中占傳熱總量15%左右的熱量是通過(guò)上表面以熱輻射的方式傳遞出去的，其余大部分的熱量則是以對(duì)流的方式從側(cè)面?zhèn)鲗?dǎo)給壓力容器壁面;金屬熔融層的厚度越小，其對(duì)應(yīng)的側(cè)面換熱面則越小，壓力容器壁面也將承受更大的熱應(yīng)力以及熱負(fù)荷。

在干燥的安全殼大氣環(huán)境中，嚴(yán)重事故發(fā)生后，壓力容器收集到的堆芯熔融物在作為安全殼底板的混凝土基底上擴(kuò)散，不同的擴(kuò)散過(guò)程形成了不同高度的、需要充分冷卻的熔融池，直接影響后續(xù)的熔融物冷卻進(jìn)程。影響熔融物擴(kuò)散過(guò)程的因素包括:決定熔融碎片擴(kuò)散速度的流體動(dòng)力學(xué)行為、熔融物表面張力和黏度、由外界釋熱所決定的熔融池固化過(guò)程。熔融池衰變熱主要是通過(guò)表面輻射、對(duì)流、導(dǎo)熱以及底部的消融過(guò)程傳遞出來(lái)的[8]。堆芯熔融物在安全殼下腔室的結(jié)構(gòu)如圖1所示。

圖1 堆芯熔融物在下腔室的結(jié)構(gòu)

壓力容器失效后，堆芯熔融物跌入堆腔形成熔渣池，溫度可達(dá)3000～4000℃，而與之接觸的底板混凝土熔化分解溫度僅為1100℃左右。熔渣與混凝土的相互作用逐漸向下侵蝕底板，試驗(yàn)中觀測(cè)到的最高燒蝕速率可達(dá)1mm/s[9]。熔融池外圍形成的高熔點(diǎn)硬殼會(huì)使其表面熱輻射的熱量變小，而熔融物與混凝土的相互作用(MCCI)反應(yīng)仍然在熔融池下部進(jìn)行，熔融物的衰變熱以及MCCI的反應(yīng)熱決定了混凝土的被侵蝕程度，如果底板被熔穿將使得安全殼的完整性被破壞，可能使環(huán)境被污染。在切爾諾貝利核電站事故搶救中，為了防止熔融物進(jìn)入環(huán)境中污染地下水，曾花費(fèi)巨大的人力和物力在其堆芯底部設(shè)置冷卻層，這正體現(xiàn)了堆芯熔融物的侵蝕特性。

1.2 堆芯熔融物的冷卻

堆芯熔融是由于堆芯余熱不能及時(shí)排出使得堆芯溫度驟升，燃料元件超溫而熔化，堆芯熔融物落入下腔室，從而使壓力容器下封頭失效。如果壓力容器內(nèi)部壓力較低，熔融物可能流入堆腔與底板的混凝土發(fā)生反應(yīng)，反應(yīng)釋放出的不可凝氣體可能會(huì)造成安全殼的晚期失效;如果壓力容器內(nèi)部壓力較高，熔融物則可能高壓噴射而出，對(duì)安全殼直接加熱，可能會(huì)造成安全殼的早期失效。

堆芯熔融物如果能得到充分的冷卻，就不會(huì)造成安全殼和底板的融穿，就能保證系統(tǒng)的完整性。目前主要是通過(guò)冷卻水水淹的方法對(duì)堆芯熔融物進(jìn)行冷卻，但高溫熔融物和冷卻水有發(fā)生反應(yīng)生成蒸汽而爆炸的危險(xiǎn)，而且氧化物熔融池外部形成的高熔點(diǎn)硬殼也會(huì)增加熱傳導(dǎo)的阻力。

依據(jù)Theofanous[10]的研究，圖2描述了不同載荷所使用的術(shù)語(yǔ)、失效準(zhǔn)則、相關(guān)的載荷狀態(tài)以及整個(gè)過(guò)程存在的3個(gè)狀態(tài)(圖中:qw為穿過(guò)容器壁的局部熱流量;qCHF為臨界熱流量;F為推動(dòng)力;下標(biāo)f為失效情形)。迄今為止，對(duì)堆芯熔融物的冷卻主要是在圖2中3個(gè)狀態(tài)的長(zhǎng)期熱狀態(tài)階段進(jìn)行，此階段技術(shù)的可行性最先在Loviisa核電站得到了驗(yàn)證，它們采取在反應(yīng)堆安裝冰冷凝器安全殼以及在嚴(yán)重事故中通過(guò)冰的熔化來(lái)對(duì)堆腔淹沒(méi)的措施，使得堆芯熔融物得到了很好的維持。在隨后的不斷發(fā)展中，冷卻方式有了很多的變化，技術(shù)也有了很多的改進(jìn)，但堆芯熔融物的冷卻依然被視作目前輕水堆設(shè)計(jì)中非常薄弱的一個(gè)環(huán)節(jié)，這也是在第3代壓水堆核電站中冷卻方式發(fā)生根本性變化的一大原因。

1.3 堆芯熔融物的冷卻策略

堆芯熔融事故處理的總體管理策略是對(duì)反應(yīng)堆腔注水、淹沒(méi)反應(yīng)堆容器。該策略的理論基礎(chǔ)是受外部冷卻的下封頭能夠抵御堆芯熔融的下降侵蝕。

在實(shí)際情況中，可能面臨的問(wèn)題卻是下封頭在承受此環(huán)境下的熱力載荷時(shí)能否保持完整性。載荷是由于容器內(nèi)存在高溫熔化(對(duì)氧化物而言溫度高達(dá)2700℃，對(duì)金屬熔融物而言則達(dá)1500℃)而產(chǎn)生的。在高溫熔融物布置在下封頭上部的過(guò)程中，最初是強(qiáng)迫對(duì)流占主導(dǎo)地位，經(jīng)過(guò)一系列的混合轉(zhuǎn)化后最終達(dá)到完全自然對(duì)流狀態(tài)。下封頭的完整性一方面可能因?yàn)槿鄞┒艿狡茐?，另一方面也可能由于機(jī)械載荷(包括所有的內(nèi)部壓力和內(nèi)、外冷熱造成的熱應(yīng)力)促使結(jié)構(gòu)失效和壁厚的不斷變薄相結(jié)合而使其破壞。

圖2 堆內(nèi)維持的分析圖

當(dāng)前國(guó)際核電領(lǐng)域?qū)Χ研救廴谶@類(lèi)嚴(yán)重事故主要提出了2類(lèi)緩解方案:第1類(lèi)是把壓力容器作為堆芯熔融物的包容裝置，通過(guò)外部的非能動(dòng)水對(duì)壓力壓力容器進(jìn)行冷卻，保證壓力容器的完整性;第2類(lèi)則是在壓力容器外設(shè)置熔融物的包容區(qū)，即在壓力容器外面采用專(zhuān)門(mén)的材料和設(shè)施來(lái)保證熔融物不外泄。

2 不同堆型堆芯熔融物的處理措施

2.1 福島核電站沸水堆堆芯熔融物處理措施

福島核電站所使用的沸水堆分別由通用電氣、東芝、日立3個(gè)公司提供。該電站設(shè)計(jì)于20世紀(jì)60年代，屬于早期的沸水反應(yīng)堆，設(shè)計(jì)和安全標(biāo)準(zhǔn)都滿足了當(dāng)時(shí)的要求，但在嚴(yán)重事故的堆芯熔融物的滯留處理方面，沒(méi)有類(lèi)似AP1000，EPR的專(zhuān)門(mén)設(shè)計(jì)。

沸水堆的一次安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)如圖3所示，下部干井的地坑表面是一層礬土層，面積為79m2，下部干井和上部干井相通。在下部干井和抑壓池之間連有帶熔斷閥的連通管，當(dāng)發(fā)生堆芯熔融并且壓力容器失效時(shí)，熔融物進(jìn)入下部干井;由于熔融物沒(méi)有得到有效冷卻，使得下部干井內(nèi)部溫度不斷上升，溫度上升到260℃后促使熔斷閥熔化，抑壓池中的冷卻水進(jìn)入下部干井確保熔融物冷卻，同時(shí)減少了干井底部混凝土與熔融物的反應(yīng)。消防注水系統(tǒng)(ACIWA)為干井的最終水源，它一方面對(duì)抑壓池進(jìn)行水量的補(bǔ)充，另一方面對(duì)上部干井進(jìn)行噴淋冷卻，達(dá)到冷卻干井空間和吸附氣溶膠物的目的。

圖3 沸水堆安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)示意圖

2.2 AP1000堆芯熔融物處理措施

AP1000在傳統(tǒng)成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上針對(duì)目前在運(yùn)核電廠的薄弱環(huán)節(jié)，引入了安全系統(tǒng)“非能動(dòng)化”和簡(jiǎn)化系統(tǒng)的設(shè)計(jì)理念。AP1000最大的特點(diǎn)是主要安全系統(tǒng)采用非能動(dòng)設(shè)計(jì)理念，利用重力、自然循環(huán)、壓縮空氣能量的原理，簡(jiǎn)化了系統(tǒng)設(shè)計(jì)，降低了設(shè)備失效概率，建立了全面的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解策略[11]。

AP1000在發(fā)生堆芯熔化事故時(shí)，通過(guò)冷卻水對(duì)壓力容器外表面進(jìn)行冷卻，從而保證熔融物維持在壓力容器內(nèi)部(In-vesselRetention)是它的一個(gè)固有特性，其功能主要靠壓力容器外淹沒(méi)冷卻系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)。在發(fā)生堆芯熔化事故時(shí)，冷卻水將注入壓力容器外璧和其保溫層之間，帶走壓力容器外壁的熱量，有效地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物;產(chǎn)生的蒸汽由蒸汽/水出口排出，從而將熔融物保持在壓力容器內(nèi)，保證壓力容器的完整性，避免了堆芯熔融物和混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，如圖4所示[12]。

2.3 EPR堆芯熔融物處理措施

EPR是AREVANP和SIEMENS聯(lián)合設(shè)計(jì)的改進(jìn)型核電站。EPR總體設(shè)計(jì)目標(biāo)和安全指標(biāo)需達(dá)到EUR對(duì)第3代核電站的要求，包括對(duì)嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解的要求[13－14]。EUR特別強(qiáng)調(diào)通過(guò)安全殼系統(tǒng)緩解嚴(yán)重事故后果(如滯留和冷卻堆芯碎片、熔融堆芯與混凝土相互作用、限制安全殼系統(tǒng)的泄漏、延長(zhǎng)需要操縱員干預(yù)或進(jìn)行事故管理的寬限時(shí)間等)。

EPR在發(fā)生堆芯熔融事故時(shí)采用的是壓力容器外熔融物冷卻的處理方式，即設(shè)置堆芯搜集器阻隔堆芯熔融物和混凝土發(fā)生反應(yīng)，同時(shí)對(duì)熔融物進(jìn)行持續(xù)冷卻，使其熱量最終排出堆內(nèi)。如果壓力容器破裂，熔融物將會(huì)在面積約170m2的堆芯搜集器上攤開(kāi)，通過(guò)提高表面積與體積的比，將堆芯熔融物轉(zhuǎn)化成更易于冷卻的結(jié)構(gòu)形式。一旦熔融物到達(dá)擴(kuò)展間，安全殼換料水箱內(nèi)的水靠重力非能動(dòng)的作用給擴(kuò)展區(qū)底部的冷卻元件提供冷卻水源。當(dāng)擴(kuò)展間與安全殼換料水箱達(dá)到水壓力平衡時(shí)，將會(huì)停止注水。安全殼內(nèi)壓力降到足夠低時(shí)，安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)可切換到長(zhǎng)期再循環(huán)模式，直接向擴(kuò)展區(qū)供水。此外，擴(kuò)展區(qū)上部的蒸汽進(jìn)入安全殼，在安全殼壁面凝結(jié)成水后返回到安全殼換料水箱，再循環(huán)進(jìn)入擴(kuò)展間冷卻系統(tǒng)，從而形成一個(gè)蒸汽－水的自然循環(huán)系統(tǒng)，其結(jié)構(gòu)如圖5[15]所示。

2.4 VVER－1000堆芯熔融物處理措施

田灣核電站VVER－1000型反應(yīng)堆使用堆芯捕集器來(lái)緩解堆芯熔融物對(duì)壓力容器的熔穿。堆芯搜集器的設(shè)計(jì)過(guò)程是在結(jié)合第3代堆型2種主要設(shè)計(jì)思路的基礎(chǔ)上而進(jìn)行發(fā)展的:第1種是類(lèi)似AP1000的設(shè)計(jì)思路，通過(guò)非能動(dòng)水冷卻壓力容器外表面，使堆芯熔融物滯留在壓力容器內(nèi);第2種就是EPR的設(shè)計(jì)思路，使用壓力容器外部的專(zhuān)門(mén)設(shè)施來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)堆芯熔融物的包容。

在實(shí)際情況中，當(dāng)發(fā)生堆芯熔融事故時(shí)，堆芯的熔融物將會(huì)被堆芯捕集器收集，在掉落的過(guò)程中加劇破碎，與“犧牲性”材料發(fā)生反應(yīng)，之后在熔融池下層形成金屬熔融物。冷卻捕集器的外壁為金屬，通過(guò)熱交換裝置供水管道通入含硼冷卻水，實(shí)現(xiàn)壓力容器外堆芯熔融物的冷卻和保持。此方案能保證搜集器的完整性，即在事故過(guò)程中，搜集器的包容邊界不會(huì)被破壞，能保持長(zhǎng)期的次臨界狀態(tài)，其結(jié)構(gòu)系統(tǒng)如圖6所示[7]。

圖6 田灣核電站堆芯捕集器示意圖

2.5 熔融物處理措施的比較分析

福島核電站所使用的沸水堆沒(méi)有專(zhuān)門(mén)的堆芯熔融物的包容裝置，主要是通過(guò)冷卻水和熔融物的直接接觸以及上、下干井的自然對(duì)流來(lái)進(jìn)行熱量的釋放，同時(shí)還鋪設(shè)了類(lèi)似于“犧牲性”材料的礬土層來(lái)防止熔融物與混凝土層的反應(yīng)。但在長(zhǎng)期釋放衰變熱的過(guò)程中，熱量無(wú)法有效帶出，仍可能會(huì)促使底板基座的熔穿。

AP1000對(duì)熔融物的包容和冷卻，引入了非能動(dòng)的理念，即通過(guò)非能動(dòng)冷卻水對(duì)壓力容器外部進(jìn)行冷卻，從而防止了壓力容器的熔穿，進(jìn)而實(shí)現(xiàn)對(duì)堆芯熔融物的包容。此方案一方面符合AP1000的設(shè)計(jì)思路，不用專(zhuān)門(mén)的設(shè)施，節(jié)省了投資;另一方面也預(yù)防了堆芯熔融物的外泄，保證了壓力容器的完整性。由于堆芯熔融物復(fù)雜的物理、化學(xué)過(guò)程以及氧化物殼層的熱阻作用，其失效裕度很難確定。為了充分保證壓力容器的完整性，需要提供較大的DNBR(臨界熱流密度比)熱工裕量，在一定程度上限制了核電站的功率。當(dāng)前的堆功率也證實(shí)，超過(guò)1000MW的反應(yīng)堆很少使用這種方案。

EPR作為歐洲新一代大功率壓水堆，早在1993年就開(kāi)始了堆芯熔融物的搜集設(shè)施的研究，它所采用的方案是在壓力容器底部的堆坑內(nèi)設(shè)置熔融物的搜集器，同時(shí)在區(qū)域內(nèi)加入低熔點(diǎn)的“犧牲性”材料，改變其熔融物的物理特性，之后的封閉式大面積擴(kuò)展空間提供了熔融物的充分冷卻。此方案是在壓力容器外對(duì)熔融物進(jìn)行冷卻，能有效地對(duì)熔融物進(jìn)行冷卻;同時(shí)，由安全殼對(duì)擴(kuò)散區(qū)的彌散蒸汽進(jìn)行包容，保證核電站有較大的功率(EPR的功率達(dá)1525 MW)。但由于EPR比AP1000多了搜集設(shè)施及擴(kuò)容冷卻區(qū)域，其成本也相應(yīng)增加，而且目前也只是一種設(shè)計(jì)方案。

田灣核電站VVER－1000堆型也是使用壓力容器外部的搜集設(shè)施實(shí)現(xiàn)熔融物的包容，但同時(shí)還結(jié)合了壓力容器內(nèi)保持和壓力容器外冷卻的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，其堆芯搜捕器的金屬壁面受硼化水的外部冷卻，有效地保證了熔融物的冷卻。此方案一方面使用“犧牲性”材料保證了熔融物的特性，另一方面解決了壓力容器下方需設(shè)置大面積冷卻區(qū)域的問(wèn)題。此方案也為AP1000和EPR的局部改進(jìn)提供了一個(gè)新思路。

4種堆芯熔融物的處理措施及其對(duì)應(yīng)機(jī)組的功率見(jiàn)表1。

表1 熔融物處理方式及對(duì)應(yīng)功率

從表1可以看出，功率范圍最大的為EPR，其次為AP1000，VVER－1000和福島沸水堆。由此可知:堆芯熔融物處理方式的不同在一定程度上也影響了功率范圍;VVER－1000功率較EPR和AP1000小則更多體現(xiàn)的是其他因素對(duì)功率的影響，在相同設(shè)計(jì)水準(zhǔn)下的熔融物處理，它應(yīng)該具有更多的裕度。

3 結(jié)論

通過(guò)對(duì)反應(yīng)堆堆芯熔融物的特性、冷卻策略的分析，比較了福島沸水堆，AP1000，EPR和VVER－1000這4種堆芯熔融物的處理措施，明確了壓力容器堆芯熔融物的冷卻和包容對(duì)嚴(yán)重事故的緩解起著至關(guān)重要的作用，這一過(guò)程的成功實(shí)施，為延緩嚴(yán)重事故提供了重要保證。

(1)福島核電堆型所用的熔融物處理方式與第3代核電AP1000，EPR有很大差別，處理效果較另外的堆型有一定差距。

(2)EPR使用的是對(duì)熔融物進(jìn)行壓力容器外保持的方案，AP1000使用的是對(duì)熔融物進(jìn)行壓力容器內(nèi)冷卻的方案，這分別與兩者“冗余”和“簡(jiǎn)化”的設(shè)計(jì)理念相符，但實(shí)際效果有待在實(shí)踐中檢驗(yàn)。田灣核電站所使用的熔融物包容方式在結(jié)合2種方案的基礎(chǔ)上，凸顯了設(shè)計(jì)的創(chuàng)新性。

(3)在對(duì)不同處理方式對(duì)應(yīng)的功率的比較中可知，堆芯熔融物的處理方式的不同，一定程度上也影響著機(jī)組的功率范圍。

[1]V Asmolov，N N Ponomarev-Stepony，V Strizhov，et al.Challenges Left in the Area of In-vesselMelt Retention[J].Nuclear Engineering and Design，2001(209):87－96.

[2]Rempe J L，Knudson D L，Allison C M，et al.Potential for AP600 In-vessel Retention Through Ex-vessel Flooding[R].ID Idaho:Idaho National Engineering and Environmental Laboratory，1997.

[3]Hawkes G L，O’Brien J E.ARSAP AP600 In-vessel Coolability Thermal Analysis，F(xiàn)inal Report[R].Washington，D.C.:DOE/ID－10369，1991.

[4]Hammersley，R J，Henry，R E，et al.In-vessel Retention for the AP600 Design During Severe Accidents[C]//Presented at the Second Intern，Conference on Nuclear Engineering(ICONE－2).San Francisco:ICONE，1993.

[5]關(guān)仲華，余紅星.堆芯熔融物在下腔室內(nèi)冷卻模型研究及緩解集熱效應(yīng)的對(duì)策[J].核動(dòng)力工程，2008(5):72－76.

[6]徐進(jìn)良，薛大知.輕水堆嚴(yán)重事故及可能的緩解措施[J].核動(dòng)力工程，1998，19(8):423－430.

[7]Bal T Ral Sehgal.Stabilization and Termination of Servere Accidents in LWRs[J].Nuclear Engineering and Design，2006(236):1941－1952.

[8]李琳，臧希年.壓水堆核電廠嚴(yán)重事故下堆芯熔融物的冷卻研究[J].核安全，2007(4):39－44.

[9]淮繼龍.核電廠安全殼及其功能保障問(wèn)題[J].核科學(xué)與工程，1992，12(8):253－259.

[10]Theofanous TG，Liu C，Assition S，etal.In-vessel Coolability and Retention of a Core Melt[J].Nuclear Engineering and Design，1997(169):1－48.

[11]張英振.AP－1000嚴(yán)重事故緩解措施[J].核安全，2007(2):38－45.

[12]林誠(chéng)格.非能動(dòng)安全核電廠AP1000[M].北京:原子能出版社，2008.

[13]AREVA.Taishan Nuclear Power Plant Preliminary Safety Analysis Report[R].Taishan:Taishan Nuclear Power Company Limited，2008.

[14]USNRC.USEPR Final Safety Analysis Report[R].Paris:AREVA NP Inc.，2007.

[15]Francois Bouteille，Garo Azarian，Dietmar Bittermann，et al.The EPR Overall Approach for Severe Accident Mitigation[J].Nuclear Engineering and Design，2006(236):1464－1470.