福島第一核電廠2號機組嚴(yán)重事故進(jìn)程模擬分析

陳耀東，崔 蕾，廖 敏

（國核（北京）科學(xué)技術(shù)研究院有限公司，北京 100029）

2011年3月11日，日本東北大地震及隨后的海嘯引發(fā)的福島核事故給全世界核電發(fā)展造成了一定的影響。由于目前我國核電以壓水堆技術(shù)為主，國內(nèi)對于沸水堆在事故下的響應(yīng)及嚴(yán)重事故預(yù)防緩解研究僅限于跟蹤。除了控制棒組件外，沸水堆的堆芯材料和冷卻劑相似于壓水堆，在嚴(yán)重事故下，沸水堆堆芯失效過程也類似于壓水堆，首先發(fā)生堆芯裸露及鋯水反應(yīng)，在沒有冷卻水注入時，堆芯進(jìn)一步熔融坍塌最后導(dǎo)致壓力容器下封頭失效，放射性裂變產(chǎn)物從堆芯釋放到安全殼在其破損后將泄漏至環(huán)境。本文應(yīng)用MELCOR 程序［1］，通過建立全廠詳細(xì)的模型，對事故過程進(jìn)行細(xì)致的模擬分析并與電廠實測數(shù)據(jù)進(jìn)行比較，其分析結(jié)果可為國內(nèi)其他堆型核電廠研發(fā)嚴(yán)重事故預(yù)防緩解措施和事故管理提供一定的參考。

1 電廠主要配置

福島第一核電廠2號機組為采用MARK-1型安全殼的BWR4沸水堆［2］，反應(yīng)堆運行壓力為7.0 MPa，運行溫度為286 ℃，堆芯由548組燃料組件構(gòu)成，停堆時137組控制棒從下往上插入堆芯，將堆芯引入次臨界。壓力容器高約21.1m，內(nèi)徑為5.6 m，正常運行時水位標(biāo)高為13.125 m。與壓水堆干式安全殼不同，MARK-1型安全殼為“抑壓型”濕式安全殼，由干阱、濕阱以及連通管系三部分組成，其內(nèi)部空間充滿了氮氣預(yù)先對安全殼惰化，因而沒有配置氫氣復(fù)合器［2］用于應(yīng)對嚴(yán)重事故下鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣燃爆帶來的威脅。MARK-1 型安全殼內(nèi)部結(jié)構(gòu)簡單，自由容積也僅為當(dāng)量功率壓水堆核電廠的約1／5。干阱為“燈泡狀”鋼制壓力容器，外襯有混凝土屏蔽墻。濕阱為環(huán)形圓筒狀鋼制壓力容器（TORUS），裝有約一半高度的水。反應(yīng)堆廠房也稱為二次安全殼，包容了一次安全殼、應(yīng)急冷卻系統(tǒng)、乏燃料水池等。事故工況下，反應(yīng)堆與汽輪機回路隔離，依靠堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)（ECCS）提供冷卻。對于2號機組，在福島核事故過程中成功啟動的ECCS為堆芯隔離冷卻（RCIC）系統(tǒng)。RCIC系統(tǒng)均不需要交流電、儀表用壓縮空氣以及外部冷卻水系統(tǒng)即可實現(xiàn)其功能。事故分析中用到的電廠主要參數(shù)和假設(shè)列于表1。

表1 電廠主要參數(shù)和假設(shè)［2］Table 1 Main plant parameters and assumption［2］

2 事故過程主要事件回顧［3］

2011年3 月11 日14：46 開 始，地 震 后1min內(nèi)反應(yīng)堆自動停堆，2min內(nèi)操縱員手動將汽輪機停機。4min后操縱員啟動RCIC 系統(tǒng)，堆芯衰變熱加熱產(chǎn)生的蒸汽驅(qū)動RCIC 汽輪機，進(jìn)而帶動氣動泵將凝結(jié)水箱（CST）的冷卻水注入堆芯，從汽輪機做功后產(chǎn)生的乏汽通過連通管排入抑壓水池（SP）。一次安全殼逐漸升溫升壓。由于反應(yīng)堆出現(xiàn)高水位信號，RCIC運行1 min 后第1 次切斷，并在事故后16min第2次手動啟動；事故后42min，RCIC第2次自動切斷，隨后在54min時第3次手動啟動，2 min 后海嘯波涌入電站，全廠斷電發(fā)生。RCIC持續(xù)供應(yīng)的冷卻水流量使得反應(yīng)堆水位維持在堆芯頂部以上5m 左右。

2011年3 月12 日4：20，操縱員將RCIC取水口由CST 切換至SC。

2011年3月14日13：25，根據(jù)反應(yīng)堆水位下降趨勢，操縱員判斷RCIC 系統(tǒng)已發(fā)生失效；16：34，手動開啟第1組SRV，對反應(yīng)堆進(jìn)行卸壓，18：02，第2組SRV 開啟；19：54，消防水泵開始有效將海水注入到反應(yīng)堆。

2011年3月15日6：14，安全殼抑壓水池隔間附近出現(xiàn)爆炸聲，爆炸可能由4號機組傳過來。

3 嚴(yán)重事故分析工況假設(shè)

3.1 電廠系統(tǒng)模擬及節(jié)點劃分

為了再現(xiàn)2號機組嚴(yán)重事故演變及事故過程中重要現(xiàn)象，需對堆芯、反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽管道和再循環(huán)回路、相關(guān)安全系統(tǒng)和安全殼、反應(yīng)堆廠房等進(jìn)行熱工水力建模和節(jié)點劃分［4］。

3.2 事故進(jìn)程主要假設(shè)

地震發(fā)生后10s反應(yīng)堆緊急停堆，2 min后汽輪機停機。

地震發(fā)生后，假定主蒸汽管道與RPV 相連管嘴出現(xiàn)當(dāng)量直徑為1cm 的破口；TORUS環(huán)腔也發(fā)生當(dāng)量直徑為1cm 的破口。

近期TEPCO 在2號機組反應(yīng)堆廠房下部探測結(jié)果［5］表明：TORUS 隔間內(nèi)約有一半以上被水淹沒。事故分析中假設(shè)淹沒高度為TORUS環(huán)腔的中心位置。

全廠斷電發(fā)生后，反應(yīng)堆水位監(jiān)控失效，模擬分析中考慮主蒸汽管道進(jìn)水。

RCIC系統(tǒng)冷卻注入水取自CST 和SP，RCIC汽輪機做功后乏汽排入SP；事故后10.8h，RCIC冷卻水取水口由CST 切換至SP；事故后70.6h，RCIC最終停止工作。

在安全殼（PCV）壓力低于設(shè)計值時PCV泄漏率為設(shè)計泄漏率；在PCV 壓力超過設(shè)計值時PCV 泄漏率為設(shè)計泄漏率的10倍。

操縱員在事故后75.2h（第4天18：00）手動開啟第1組SRV，在78.5～80.2h期間開啟第2組SRV，對反應(yīng)堆進(jìn)行卸壓。

消防水泵在事故發(fā)生后77.1h 將冷卻水注入堆芯，注入壓頭假設(shè)為0.8MPa；注入流量初始值為10t／h。

事故過程中安全殼通風(fēng)過濾排放系統(tǒng)未開啟。

事故過程中不考慮堆芯和乏燃料水池中乏燃料輻照產(chǎn)生的氫氣。

模擬分析中注入堆芯及淹沒到TORUS隔間的海水物性取值等同于淡水。

4 嚴(yán)重事故過程分析

地震發(fā)生后，電廠失去廠外電，應(yīng)急柴油機組正常啟動。反應(yīng)堆緊急停堆，并與主蒸汽和主給水系統(tǒng)隔離，堆芯依靠ECCS提供補水冷卻。

地震后52min時海嘯襲擊核電廠，應(yīng)急柴油發(fā)電機組被淹，柴油箱被沖走，導(dǎo)致電廠失去全部交流電源而發(fā)生全廠斷電。ECCS 中，由于堆芯噴淋系統(tǒng)（CS）和低壓安注系統(tǒng)（LPCI）采用電動泵，因為沒有交流電源而失效；同時安全殼濕阱也喪失冷卻。此時的反應(yīng)堆只能依靠不需要交流電源支持的堆芯隔離冷卻（RCIC）系統(tǒng)和高壓安注（HPCI）系統(tǒng)來提供冷卻。對于2號機組，HPCI系統(tǒng)在事故過程中未能啟動工作。監(jiān)測和模擬的嚴(yán)重事故進(jìn)程比較列于表2，RCIC 的運行維持了約70h。RCIC 投入初期，衰變熱產(chǎn)生的蒸汽供應(yīng)量超過了RCIC汽輪機做功所需量，多余蒸汽通過SRV 排向SP；由于冷卻水注入大于蒸汽流量，壓力容器水位迅速上升（圖1），反應(yīng)堆進(jìn)一步得到冷卻，壓力逐漸下降（圖2）。全廠斷電后由于反應(yīng)堆水位調(diào)節(jié)功能喪失，水位達(dá)到蒸汽管線入口底部標(biāo)高，蒸汽夾帶著液態(tài)水進(jìn)入主蒸汽管道，但RCIC汽輪機仍有效工作。計算分析中，為了使反應(yīng)堆壓力趨勢轉(zhuǎn)折點與測量結(jié)果保持一致，假定事故后10.8h，CST 水已耗盡，即比記錄時間提前2.7h。至此，已有超過400t的冷卻水從CST 注入到堆芯（圖1）。操縱員將RCIC取水口切換至SP。由于SP經(jīng)過來自堆內(nèi)汽水混合物的加熱，水溫遠(yuǎn)高于CST 水溫，這引起堆芯蒸汽產(chǎn)量增加，反應(yīng)堆壓力有所回升（圖2）。RCIC 形成閉合循環(huán)，堆芯衰變熱中，一部分推動RCIC 氣動泵，將SP 中水注入堆芯，另一部分進(jìn)入TORUS環(huán)腔，通過下半部分壁面向TORUS隔間內(nèi)的海水有效地導(dǎo)出熱量。安全殼壓力緩慢上升。事故分析計算中，由于將整個TORUS環(huán)腔及隔間簡化為單個控制體，增加了界面兩側(cè)流體傳熱溫度梯度，可能使得排熱功率計算值比實際值高，從而使得安全殼濕阱內(nèi)壓力上升計算值低于測量值（圖3），同時也大幅提高了TORUS隔室內(nèi)冷卻水升溫速度。在事故后34.1h，TORUS 隔室內(nèi)發(fā)生整體沸騰，大幅強化了換熱（圖4），安全殼溫度及壓力停止上升（圖3）。TORUS隔間熱阱將衰變熱源源不斷地導(dǎo)出，有效延遲了SP水的沸騰，RCIC依然持續(xù)循環(huán)工作。

表2 監(jiān)測和模擬的嚴(yán)重事故進(jìn)程比較Table 2 Comparison of monitored and simulated severe accident progression

圖1 RCIC注入到反應(yīng)堆的冷卻水流量Fig.1 Injection of cooling water by RCIC

圖2 反應(yīng)堆壓力模擬值與監(jiān)測值比較Fig.2 Comparison of simulated and monitored reactor pressure

圖3 安全殼絕對壓力模擬值與監(jiān)測值比較Fig.3 Comparison of simulated and monitored containment pressure

圖4 TORUS隔間內(nèi)海水排熱功率Fig.4 Heat removal rate by sea water in TROUS room

事故后70.6h，RCIC 系統(tǒng)停止工作，反應(yīng)堆失去所有的冷卻系統(tǒng)，壓力快速升高至SRV開啟整定值，沸騰產(chǎn)生的大量蒸汽通過SRV 排入SP，安全殼壓力和溫度進(jìn)一步上升（圖3）。堆芯水位快速下降，RCIC 失效后4.6h，操縱員為了啟動消防水注入，開啟第1 組SRV，實施對反應(yīng)堆回路卸壓。此后6 min內(nèi)，堆芯頂部開始裸露，堆芯在RCIC 系統(tǒng)失效6h 后出現(xiàn)鋯水反應(yīng)，在隨后的6h內(nèi)產(chǎn)生約770kg氫氣（圖5）。消防水泵得以在反應(yīng)堆回路實施卸壓約2h后將海水注入反應(yīng)堆。此時，堆芯活性區(qū)尚未完全燒干，堆芯水位停止下降，但注入的海水產(chǎn)生的大量水蒸氣加劇了鋯水反應(yīng)。回路系統(tǒng)壓力回升至消防水泵注入壓頭以上。操縱員在事故發(fā)生后78.5h 開啟第2 組SRV。反應(yīng)堆壓力重新降至消防水泵壓頭以下，消防水恢復(fù)注入，反應(yīng)堆水位在活性區(qū)底部附近波動，燃料棒溫度下降，分析結(jié)果表明燃料芯塊未出現(xiàn)熔融坍塌，從而堆芯通道基本保持了可冷卻幾何形狀。

圖5 反應(yīng)堆水位與堆芯氫氣產(chǎn)生趨勢Fig.5 Trends of reactor level and H2generation

基于文中假設(shè)的模擬計算得到的趨勢與電廠現(xiàn)有實測數(shù)據(jù)較為一致，計算結(jié)果表明：假設(shè)TORUS隔間內(nèi)海水淹沒一半時，作為補充的外部熱阱與RCIC 系統(tǒng)耦合工作，可有效地將堆芯衰變熱排出，并延緩了安全殼壓力上升。96h內(nèi)安全殼壓力未達(dá)到過濾排放系統(tǒng)開啟值；操縱員在RCIC 系統(tǒng)失效后4.6h 對反應(yīng)堆進(jìn)行卸壓，地震發(fā)生后約3天（75.3h）反應(yīng)堆水位降至堆芯頂部（圖5）。場外消防水泵較為及時地將海水注入堆芯進(jìn)行冷卻，但堆芯仍不可避免地出現(xiàn)了劇烈的鋯水反應(yīng)，6h 內(nèi)產(chǎn)氫量達(dá)到近800kg。事故后96h內(nèi)堆芯未出現(xiàn)整體熔融坍塌（圖6）。

圖6 堆芯燃料溫度及柵元通道孔隙率Fig.6 Fuel temperature and channel porocity

5 結(jié)論

對福島第一核電廠2號機組在地震發(fā)生后96h內(nèi)嚴(yán)重事故進(jìn)程進(jìn)行了數(shù)值模擬，得到與核電廠所檢測參數(shù)及其趨勢較為一致的結(jié)果。但由于程序?qū)ORUS隔間水淹后對抑壓水池排熱模擬分析具有較大局限性，以及消防水注入堆芯實際流量缺少參考數(shù)據(jù)，將會對分析結(jié)果與實際趨勢偏差具有一定的影響。分析表明：地震發(fā)生后，反應(yīng)堆回路系統(tǒng)出現(xiàn)較小破口泄漏；在全廠斷電發(fā)生后，ECCS的非能動安全系統(tǒng)——RCIC 尚能工作70h以上，為調(diào)集外部冷卻手段（消防水注入）提供了寶貴的時間，事故后近3天RCIC 系統(tǒng)最終失效，導(dǎo)致喪失全部堆芯補水冷卻功能；操縱員通過開啟主蒸汽泄壓閥（SRV）對反應(yīng)堆進(jìn)行快速卸壓，然而堆芯在消防水注入時接近完全裸露，繼而發(fā)生強烈鋯水反應(yīng)，6h 內(nèi)產(chǎn)氫量達(dá)到近800kg。與3號機組分析結(jié)果［4］相比，事故后期堆芯通道依然維持可冷卻幾何形狀，2 號機組堆芯損毀程度較低；最終操縱員通過開啟2組泄壓閥對反應(yīng)堆進(jìn)行卸壓后，消防水泵得以有效向反應(yīng)堆注入冷卻水，堆芯重新淹沒并冷卻。

［1］ Sandia National Laboratories.MELCOR computer code manuals，Vol.1：Primer and users’guides，Version 1.8.6［R］.America：Sandia National Laboratories，2005.

［2］ Government of Japan.Report of Japanese government to the IAEA ministerial conference on nuclear safety［R］.Japan：Government of Japan，2011.

［3］ Japan Nuclear Energy Safety Organization.Accident progression at Fukushima Daiichi NPS［R］.Japan：Japan Nuclear Energy Safety Organization，2011.

［4］ 陳耀東，周擁輝，石俊英，等.福島核電廠3號機組嚴(yán)重事故模擬分析［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2012，46（增刊）：283-289.CHEN Yaodong，ZHOU Yonghui，SHI Junying，et al.Severe accident simulation and analysis for Fukushima NPS unit 3［J］.Atomic Energy Science and Technology，2012，46（Suppl.）：283-289（in Chinese）.

［5］ Tokyo Electric Power Company.Investigation of unit 2torus room at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station［R］.Tokyo：Tokyo Electric Power Company，2013.

［6］ Tokyo Electric Power Company.Plant specifications：Plant specifications of unit 3［R］.Tokyo：Tokyo Electric Power Company，2013.

［7］ Institute of Nuclear Power Operations.Special report on the nuclear accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station［R］.America：Institute of Nuclear Power Operations，2011.