全廠斷電引發(fā)的嚴(yán)重事故下蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效風(fēng)險(xiǎn)研究

陳寶文，毛 歡，孔翔程，陳 彬

(1.中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都 610041；

2.環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心，北京 100082)

作為響應(yīng)1985年美國(guó)NRC嚴(yán)重事故政策申明的重要舉措，美國(guó)核工業(yè)界發(fā)布了嚴(yán)重事故關(guān)閉導(dǎo)則，多個(gè)國(guó)家的核電廠在此導(dǎo)則基礎(chǔ)上，吸收嚴(yán)重事故的研究成果，發(fā)布了針對(duì)自己電廠特點(diǎn)的嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則(SAMG)。

與通常核電廠所采用的事件導(dǎo)向規(guī)程所不同的是，由于嚴(yán)重事故管理要求在有限的時(shí)間、資源、信息等條件下，克服惡劣環(huán)境和復(fù)雜事故現(xiàn)象的影響，進(jìn)行正確的決策以控制嚴(yán)重事故的發(fā)展并緩解其事故后果。在SAMG的操作中需明確列出執(zhí)行操作后可能帶來(lái)的各種負(fù)面影響，并提示技術(shù)支持中心在執(zhí)行相應(yīng)操作時(shí)必須詳細(xì)評(píng)價(jià)其潛在后果。導(dǎo)則“向蒸汽發(fā)生器中注水(SAG-1)”中，特別強(qiáng)調(diào)了在嚴(yán)重事故下通過(guò)自然循環(huán)冷卻堆芯時(shí)，蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管在高溫和一、二次側(cè)高壓差的作用下可能出現(xiàn)蠕變失效。

由于SG傳熱管破裂(SGTR)的后果是安全殼被旁通，堆芯中裂變產(chǎn)物將直接釋放到環(huán)境中。所以國(guó)際上從1998年起，NRC就在報(bào)告NUREG-1570中，基于美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的三環(huán)路Surry電廠對(duì)嚴(yán)重事故[1]導(dǎo)致的SGTR進(jìn)行了初步研究，結(jié)果表明通過(guò)改進(jìn)電廠設(shè)計(jì)能降低SGTR的風(fēng)險(xiǎn)；Majumdar[2]從結(jié)構(gòu)力學(xué)的角度對(duì)嚴(yán)重事故條件下SG傳熱管的完整性進(jìn)行了研究，但未考慮系統(tǒng)間的相互影響和不同嚴(yán)重事故序列的特點(diǎn)；Liao等[3]著重研究了異物等導(dǎo)致SG傳熱管缺陷，對(duì)嚴(yán)重事故條件下發(fā)生SGTR可能性的影響，并利用蒙特卡羅方法研究了穩(wěn)壓器波動(dòng)管失效前出現(xiàn)SGTR的概率；Bang等[4]利用MELCOR程序研究了韓國(guó)OPR1000電廠在SBO引發(fā)的嚴(yán)重事故下的SGTR風(fēng)險(xiǎn)；Peng等[5]則主要從降低大量放射性釋放頻率的角度，探討應(yīng)如何采取恰當(dāng)措施降低發(fā)生SGTR的可能性；Bansah等[6]則通過(guò)Steam Generator Mitigation Program程序分析SG內(nèi)的回流率和交混份額，探討了嚴(yán)重事故下熱管段自然循環(huán)與SG傳熱管蠕變失效之間的關(guān)系。國(guó)內(nèi)對(duì)作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下的SGTR探討較多，多家研究機(jī)構(gòu)從破口面積、操縱員干預(yù)時(shí)間窗口、直流蒸汽發(fā)生器SGTR破口特性、傳熱管材料腐蝕機(jī)理、傳熱管運(yùn)行老化以及AP1000核電廠事故瞬態(tài)特性的不同角度對(duì)SGTR事故開(kāi)展了研究；此外，SGTR嚴(yán)重事故后果、高壓熔堆嚴(yán)重事故序列、AP1000的SGTR嚴(yán)重事故裂變產(chǎn)物行為，以及傳熱管管壁減薄后對(duì)SGTR可能性的影響在國(guó)內(nèi)也得到了初步研究。

本文采用嚴(yán)重事故系統(tǒng)分析程序，針對(duì)秦山二期核電廠兩回路設(shè)計(jì)特點(diǎn)研究SBO引發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)程中SG傳熱管、穩(wěn)壓器波動(dòng)管及熱管段出現(xiàn)蠕變失效的可能性。進(jìn)而探討秦山二期核電廠全廠斷電引發(fā)的嚴(yán)重事故下因SG傳熱管蠕變失效而導(dǎo)致安全殼旁通的風(fēng)險(xiǎn)。

1 SG傳熱管蠕變失效模型

在持續(xù)載荷作用下，材料隨時(shí)間的推移出現(xiàn)塑性變形。此時(shí)材料所承受的應(yīng)力并未達(dá)到屈服的極限應(yīng)力，其溫度也并未達(dá)到熔點(diǎn)，該現(xiàn)象稱為蠕變失效，而影響它的主要因素除材料本身的特性外，還與材料所處的外界環(huán)境，特別是材料所承受的壓力和溫度有關(guān)。對(duì)同一結(jié)構(gòu)而言，其應(yīng)力越大，溫度越高，達(dá)到蠕變失效的時(shí)間也就越短。

蠕變失效機(jī)理圖(圖1)是描述特定材料的蠕變失效與應(yīng)力和溫度之間關(guān)系的一種方法。圖中的橫坐標(biāo)為歸一化溫度，即材料溫度T與材料熔點(diǎn)Tm之比，縱坐標(biāo)為材料的切應(yīng)力σ與剪切模量G之比。

Larson等[7]對(duì)316型不銹鋼不同溫度下的蠕變失效過(guò)程進(jìn)行了實(shí)驗(yàn)研究，并提出蠕變率r可用Arrhenius關(guān)系式來(lái)描述，即：

r=Ae-ΔH/RT

(1)

式中：A為常數(shù)；R為普適氣體常數(shù)；T為絕對(duì)溫度；ΔH為蠕變失效過(guò)程的活化能。

圖1 蠕變失效機(jī)理圖

假設(shè)蠕變率與時(shí)間Δt呈反比，即r=Δl/Δt，則用下式描述活化能與蠕變失效時(shí)間的關(guān)系：

ΔH/R=T(B+ln Δt)

(2)

其中，B=ln(A/Δl),Δl為蠕變量。

假設(shè)蠕變失效的活化能與材料所承受的應(yīng)力無(wú)關(guān)，即能通過(guò)實(shí)驗(yàn)得到不同材料在不同溫度下蠕變失效應(yīng)力與時(shí)間的關(guān)系，從而確定式中相關(guān)參數(shù)。Larson與Miller實(shí)驗(yàn)確定的關(guān)系如圖2所示，而這一實(shí)驗(yàn)關(guān)系式也進(jìn)一步被NRC的ASME材料蠕變行為研究證明是保守的。

圖2 Larson-Miller蠕變失效模型

以上Larson-Miller參數(shù)被廣泛用于MELCOR、MAAP、SCDAP等嚴(yán)重事故分析程序中，描述鋼結(jié)構(gòu)材料的高壓高溫蠕變失效過(guò)程。

秦山二期核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管采用了不同于不銹鋼的Inconel 690合金，在本研究中針對(duì)該材料特點(diǎn)采用如下模型描述Inconel 690蒸汽發(fā)生器傳熱管的蠕變失效：

(3)

p=-11 333lgσ+43 333

(4)

(5)

式中：p為傳熱管內(nèi)的壓力，kPa；T為傳熱管管壁的溫度，K；σ為傳熱管結(jié)構(gòu)承受的機(jī)械應(yīng)力，kPa；R為蠕變失效參數(shù)，當(dāng)R積分值為1時(shí)，結(jié)構(gòu)出現(xiàn)蠕變失效，而該時(shí)刻tf即為蠕變失效時(shí)間；mp為局部裂紋應(yīng)力修正因子。在本研究中還進(jìn)一步考慮了傳熱管可能存在的周向及軸向缺陷的影響，認(rèn)為軸向裂紋對(duì)失效壓力的影響可用下式表示：

(6)

其中，

(7)

(8)

式中：Rm為平均半徑；h為傳熱管壁厚；a為裂紋深度；α為修正函數(shù)；m為貫穿裂紋應(yīng)力修正因子。

所以由裂紋深度的測(cè)量誤差可能引起的預(yù)測(cè)失效壓力誤差為：

(9)

現(xiàn)階段缺少電廠特定運(yùn)行數(shù)據(jù)，本文根據(jù)PNNL(Pacific North National Laboratory)、INEL(Idaho National Engineering Laboratory)及EPRI(Electric Power Research Institute)嚴(yán)重事故條件下SGTR的相關(guān)實(shí)驗(yàn)，描述mp的標(biāo)準(zhǔn)偏差為：

(10)

即在利用式(5)預(yù)測(cè)蠕變失效時(shí)，蠕變失效參數(shù)服從均值μ=1、標(biāo)準(zhǔn)偏差為0.4的正態(tài)分布。

2 蠕變失效風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)

本文以嚴(yán)重事故系統(tǒng)分析程序的秦山二期核電廠模型[8]為基礎(chǔ)，研究秦山二期核電廠SBO引發(fā)的嚴(yán)重事故事件序列。發(fā)生SBO的時(shí)間為事故序列的起始點(diǎn)，控制棒因斷電自動(dòng)下落，反應(yīng)堆安全停堆。由于喪失全部交流電源，應(yīng)急柴油機(jī)也無(wú)法啟動(dòng)，操縱員通過(guò)二次側(cè)汽動(dòng)泵向SG內(nèi)注水以帶走堆芯余熱。嚴(yán)重事故序列假設(shè)SBO后輔助給水系統(tǒng)不可用，在無(wú)給水補(bǔ)充的情況下操縱員開(kāi)啟大氣釋放閥排出熱量的同時(shí)，使得SG內(nèi)水裝量不斷減少。雖然反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)內(nèi)從堆芯、熱管段至SG處建立的自然循環(huán)在一段時(shí)間內(nèi)能帶走堆芯的部分熱量，但隨著SG水位不斷下降，其傳熱能力不斷惡化，熱管段和SG傳熱管內(nèi)的溫度將持續(xù)升高。隨溫度的升高，水體積的膨脹和熱量的增加均會(huì)導(dǎo)致壓力的不斷上升；到達(dá)穩(wěn)壓器釋放閥開(kāi)啟整定值后，冷卻劑通過(guò)釋放閥排放的同時(shí)，也促使高溫、高壓的冷卻劑從熱管段通過(guò)穩(wěn)壓器波動(dòng)管向穩(wěn)壓器流動(dòng)。隨著溫度、壓力在SG傳熱管、穩(wěn)壓器波動(dòng)管和熱管段的累積作用，這3處均可能出現(xiàn)蠕變失效。

為使該程序的秦山二期核電廠模型能更好地模擬自然循環(huán)對(duì)熱管段、穩(wěn)壓器波動(dòng)管及SG傳熱管的影響，在過(guò)去模型的基礎(chǔ)上對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的熱管段和SG傳熱管部分的控制體進(jìn)行了進(jìn)一步細(xì)化(圖3)。

圖3 嚴(yán)重事故自然循環(huán)的程序建模

由于蠕變失效是一高壓、高溫的累積作用，反應(yīng)堆冷卻劑主泵軸封出現(xiàn)破口后會(huì)使反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力下降，進(jìn)而降低出現(xiàn)蠕變失效的概率。所以在分析時(shí)假設(shè)整個(gè)SBO引發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)程中反應(yīng)堆冷卻劑主泵不會(huì)出現(xiàn)軸封泄漏。程序計(jì)算得到的事故序列列于表1。

表1 SBO事故事件序列

本文研究SBO引發(fā)的典型高壓熔堆嚴(yán)重事故序列，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力維持在穩(wěn)壓器釋放閥開(kāi)啟壓力整定值。不同熱構(gòu)件溫度隨時(shí)間的變化示于圖4。

圖4 不同熱構(gòu)件溫度隨時(shí)間的變化

將圖4中溫度隨時(shí)間的變化函數(shù)代入式(5)并隨時(shí)間積分，可得到蠕變失效參數(shù)的概率密度分布函數(shù)。該函數(shù)再經(jīng)時(shí)間的重積分，得到秦山二期核電廠SBO引發(fā)的典型高壓熔堆嚴(yán)重事故序列中SG傳熱管、熱管段及穩(wěn)壓器波動(dòng)管出現(xiàn)蠕變失效的累積概率(圖5)。該累積概率表征了SG傳熱管、熱管段及穩(wěn)壓器波動(dòng)管的蠕變失效風(fēng)險(xiǎn)：只有相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)(15 920～16 400 s)存在SG傳熱管蠕變失效的可能。SBO事故發(fā)生后約16 250 s時(shí)，穩(wěn)壓器波動(dòng)管出現(xiàn)蠕變失效的概率開(kāi)始超過(guò)SG傳熱管，當(dāng)事故進(jìn)行至16 600 s時(shí)，穩(wěn)壓器波動(dòng)管及熱管段發(fā)生蠕變失效的概率趨近于1，而此時(shí)SG傳熱管蠕變失效概率僅為0.6。無(wú)論是穩(wěn)壓器波動(dòng)管還是熱管段的蠕變失效均會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的被動(dòng)卸壓，進(jìn)而避免SG傳熱管的蠕變失效。

圖5 不同熱構(gòu)件蠕變失效概率

3 結(jié)論

本文結(jié)合秦山二期核電廠SG的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，利用嚴(yán)重事故系統(tǒng)分析程序，基于SG傳熱管蠕變失效概率模型對(duì)SBO引發(fā)的典型高壓熔堆嚴(yán)重事故序列進(jìn)行了分析研究。在假設(shè)未出現(xiàn)一回路穩(wěn)壓器安全閥開(kāi)啟后不回座、軸封冷卻劑喪失事故，且操縱員開(kāi)啟二次側(cè)SG大氣釋放閥嘗試建立一回路自然循環(huán)冷卻的情況下，全廠斷電事故后16 361 s可能出現(xiàn)蠕變失效；自事故后16 610 s，SG傳熱管出現(xiàn)蠕變失效的可能性均遠(yuǎn)低于穩(wěn)壓器波動(dòng)管與熱管段，秦山二期核電廠全廠斷電嚴(yán)重事故下因SG傳熱管蠕變失效而導(dǎo)致安全殼旁通的風(fēng)險(xiǎn)很小。

由于嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則并非事故應(yīng)急操作規(guī)程，嚴(yán)重事故的應(yīng)對(duì)由技術(shù)支持中心(TSC)最終決策，本文對(duì)SG傳熱管蠕變失效風(fēng)險(xiǎn)的評(píng)價(jià)方法還可進(jìn)一步結(jié)合軸封LOCA、穩(wěn)壓器安全閥卡開(kāi)等過(guò)程研究，提供完整的用于評(píng)價(jià)SAG-1中傳熱管蠕變失效負(fù)面影響的風(fēng)險(xiǎn)指標(biāo)，供TSC決策參考。

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