大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故分析及緩解措施研究

畢金生，靖劍平，石興偉，宋祖榮，胡文超

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故分析及緩解措施研究

畢金生，靖劍平，石興偉，宋祖榮，胡文超

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

采用嚴(yán)重事故一體化分析程序MELCOR，對(duì)國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠(chǎng)進(jìn)行系統(tǒng)建模，選取大破口觸發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)行校核計(jì)算研究，獲得了嚴(yán)重事故工況下核電廠(chǎng)關(guān)鍵參數(shù)的瞬態(tài)特性和非能動(dòng)系統(tǒng)響應(yīng)特性，并與安全分析報(bào)告中MAAP的計(jì)算結(jié)果進(jìn)行了對(duì)比分析。結(jié)果表明：雖然校核計(jì)算結(jié)果與安全分析報(bào)告中的結(jié)果存在一定差異，但總體上事故序列和主要參數(shù)的變化趨勢(shì)吻合良好，并且都能夠在嚴(yán)重事故情況下保持壓力容器和安全殼的完整性，放射性裂變產(chǎn)物釋放量極低，緩解措施的設(shè)計(jì)能夠有效緩解事故進(jìn)程，滿(mǎn)足核電廠(chǎng)的安全要求。

嚴(yán)重事故；校核計(jì)算；MELCOR；緩解措施

核電廠(chǎng)嚴(yán)重事故是指核反應(yīng)堆堆芯大面積燃料包殼失效，威脅或者破壞核電廠(chǎng)壓力容器或者安全殼的完整性，并引發(fā)放射性物質(zhì)泄漏的一系列過(guò)程[1]。福島事故以后，人們對(duì)核電廠(chǎng)嚴(yán)重事故預(yù)防及相應(yīng)的緩解措施產(chǎn)生了廣泛關(guān)注，國(guó)家核安全當(dāng)局及公眾對(duì)核安全水平的要求也逐漸提高。為了提高安全審評(píng)的深度，核安全監(jiān)管的手段已不限于標(biāo)準(zhǔn)法規(guī)的文件審評(píng)，還包含了安全審評(píng)需要的獨(dú)立校核計(jì)算。因此，有必要從核安全審評(píng)角度對(duì)核電廠(chǎng)的典型嚴(yán)重事故現(xiàn)象進(jìn)行獨(dú)立校核計(jì)算，評(píng)價(jià)緩解系統(tǒng)設(shè)計(jì)的有效性，論證其應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的能力，同時(shí)也為核電廠(chǎng)的安全審評(píng)工作提供支持[2]。

本文選取了以大破口為始發(fā)事件，疊加堆芯補(bǔ)水箱(CMT)和安注箱(ACC)失效的堆芯損傷序列為分析對(duì)象，采用嚴(yán)重事故分析程序 MELCOR 開(kāi)展分析計(jì)算，通過(guò)對(duì)比核電廠(chǎng)初步安全分析報(bào)告的計(jì)算結(jié)果，驗(yàn)證設(shè)計(jì)分析結(jié)果的合理性。并通過(guò)分析大破口事故工況下，IRWST重力注射與反應(yīng)堆堆腔淹沒(méi)失效時(shí)，研究壓力容器失效時(shí)的物理過(guò)程。

1 嚴(yán)重事故分析模型

根據(jù)國(guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠(chǎng)的設(shè)計(jì)參數(shù)，包括堆芯、一回路、安全殼等參數(shù)為基礎(chǔ)，建立MELCOR 程序分析模型。該模型能夠模擬從堆芯裸露、堆芯熔化，到壓力容器失效、熔融物進(jìn)入安全殼內(nèi)的整個(gè)事故進(jìn)程。

模型包含整個(gè)一、二回路及安全殼系統(tǒng)。其中，RCS部分主要包括壓力容器、兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、穩(wěn)壓器波動(dòng)管、4臺(tái)主冷卻劑泵、4條冷管段、兩條熱管段。二回路系統(tǒng)包括主給水系統(tǒng)、啟動(dòng)給水系統(tǒng)、主蒸汽隔離閥、蒸汽發(fā)生器安全閥、汽輪機(jī)等。專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施模型包括兩臺(tái)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、兩臺(tái)安注箱(ACC)、兩條安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)重力注射管線(xiàn)、兩條再循環(huán)管線(xiàn)、兩條堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)第1級(jí)至第4級(jí)閥門(mén)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHR)、PCS系統(tǒng)等。在SNAP界面中一、二回路系統(tǒng)及安注系統(tǒng)結(jié)塊圖如圖1所示。

圖1 SNAP中主系統(tǒng)結(jié)塊劃分Fig.1 Main system node division of SNAP

將MELCOR 程序模型的堆芯及下腔室在軸向上分成15個(gè)節(jié)點(diǎn)，其中下腔室占2個(gè)節(jié)點(diǎn)，活性區(qū)為11層，燃料元件的上下管座各占1層；徑向共分成7環(huán)，分別包含燃料組件5、16、24、32、32、40、44個(gè)；壓力容器下封頭沿軸向從里向外劃分為11個(gè)溫度節(jié)點(diǎn)。堆芯燃料組件徑向環(huán)劃分如圖2所示。

圖2 燃料組件劃分Fig.2 Fuel assembly division

2 嚴(yán)重事故校核計(jì)算分析

在已建立的模型基礎(chǔ)上，采用 MELCOR 程序?qū)Υ笃瓶谑鹿市蛄虚_(kāi)展分析，并將結(jié)果與 MAAP 程序的結(jié)果進(jìn)行對(duì)比。選取大破口事故序列進(jìn)行計(jì)算：RCS冷段雙端斷裂，疊加安注系統(tǒng)失效。

2.1 事故序列描述及假設(shè)[3]

◆ RCS冷段雙端斷裂

◆ PRHR失效

◆ 2/2 ADS第1級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)

◆ 2/2 ADS第2級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)

◆ 2/2 ADS第3級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)

◆ 4/4 ADS第4級(jí)閥門(mén)-自動(dòng)

◆ 1/2 CMT有效

◆ 0/2 ACC有效

◆ 1/2 IRWST重力注射管線(xiàn)有效

◆ 1/2 IRWST再循環(huán)管線(xiàn)有效

◆ 氫氣點(diǎn)火器有效

◆ 堆腔淹沒(méi)系統(tǒng)不是必要的(IRWST重力注射成功)

不考慮安全殼失效，因而釋放類(lèi)別為IC。然而，假定安全殼正常泄漏。

2.2 事故進(jìn)程分析

采用MELCOR程序?qū)Υ笃瓶谑鹿市蛄虚_(kāi)展嚴(yán)重事故分析，分析結(jié)果如下：在0s時(shí)刻主管道冷段發(fā)生大破口，大量冷卻劑迅速?gòu)钠瓶谙蛲饬鞒觯邷馗邏旱囊换芈匪M(jìn)入安全殼內(nèi)發(fā)生閃蒸，在1.9s時(shí)刻，反應(yīng)堆緊急停堆，同時(shí)由于安全殼高壓力信號(hào)觸發(fā) PCS 系統(tǒng)啟動(dòng)，CMT 投入運(yùn)行，主泵開(kāi)始惰轉(zhuǎn)。由于冷卻劑快速不斷地從破口流出，在21s時(shí)刻堆芯開(kāi)始裸露。在520.4s時(shí)刻，CMT達(dá)到低-1水位觸發(fā)ADS1、2、3級(jí)的啟動(dòng)信號(hào)，ADS1延遲72s開(kāi)啟(592.4s)，ADS2延遲212s開(kāi)啟(732.4s)、ADS3延遲332s開(kāi)啟(852.4s)；由于事故假設(shè)破口較大，RCS 冷卻劑持續(xù)從破口流出，CMT 液位仍不斷下降。在1034.9s時(shí)刻，由CMT低-2水位信號(hào)觸發(fā)ADS第4級(jí)閥門(mén)開(kāi)啟。由于第 4 級(jí)ADS 閥門(mén)的面積較大，使 RCS 壓力快速下降為安全殼壓力，重力注射管線(xiàn)IRWST自動(dòng)開(kāi)啟。由于冷卻水進(jìn)入壓力容器內(nèi)持續(xù)冷卻堆芯熔融物，只有部分熔融物遷移至下封頭，并且壓力容器在事故下始終保持完整。在整個(gè)過(guò)程中，安全殼壓力一直處于安全限值之下，安全殼保持完整，向環(huán)境的釋放始終處于正常泄漏狀態(tài)。大破口事故序列下的主要事件進(jìn)程與MAAP程序的對(duì)比見(jiàn)表1。

表1 大破口事故序列主要進(jìn)程

通過(guò)對(duì)比分析可知，兩程序計(jì)算的主要事故進(jìn)程基本一致，模擬了堆芯失水裸露、CMT非能動(dòng)補(bǔ)水、4級(jí)ADS泄壓、IRWST重力注水、安全殼升壓的全過(guò)程。其中值得注意的是，MELCOR程序計(jì)算的堆芯熔融物開(kāi)始向反應(yīng)堆下腔室遷移的時(shí)間略早于MAAP程序。主要是由于兩程序在模擬此行為的計(jì)算模型有所差異導(dǎo)致的，MAAP程序模擬堆芯熔融物主要通過(guò)側(cè)向遷移的模式進(jìn)入下封頭，而MELCOR程序沒(méi)有側(cè)向遷移模型，熔融物直接向下遷移[4-8]。

圖3至圖8為兩程序計(jì)算的主要特征參數(shù)對(duì)比圖，可以看到主要特征參數(shù)的變化趨勢(shì)也都基本一致，其中計(jì)算獲得的堆芯水位、IRWST水位、重力注射流量等參數(shù)與MAAP程序結(jié)果符合良好。具體分析如下：

圖3為RCS壓力的變化趨勢(shì)圖，兩程序計(jì)算得到的一回路壓力的變化趨勢(shì)基本一致，在0s時(shí)刻一回路冷管道發(fā)生大破口后，幾十秒內(nèi)有大量冷卻劑從破口噴出，導(dǎo)致一回路系統(tǒng)迅速降壓，(從15MPa降到1MPa以下)，最終壓力趨于平穩(wěn)在0.2MPa左右。

圖3 RCS壓力變化趨勢(shì)圖Fig.3 Trend of RCS pressure change

圖4為IRWST重力注射流量的變化趨勢(shì)圖，當(dāng)CMT達(dá)到低2水位時(shí)，觸發(fā)ADS4閥門(mén)開(kāi)啟，一回路繼續(xù)降壓，當(dāng)壓力降為接近外部空間壓力時(shí)IRWST重力注射管線(xiàn)開(kāi)啟。IRWST從1000s左右重力注射開(kāi)始，IRWST水箱中的水以150kg/s的流量向堆芯注入，隨后注入的流量逐漸降低，15000s后流量保持絕對(duì)值在0～30kg/s范圍內(nèi)波動(dòng)。主要是因?yàn)殡S著IRWST水箱中的水開(kāi)始注入堆芯，堆芯水位不斷上升，IRWST水位下降，同時(shí)由于破口的存在，雖然堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)失效，但冷卻劑通過(guò)大破口不斷流入堆腔，堆腔水位也隨之上升，最終三者的水位保持相對(duì)平衡的狀態(tài)。

圖 4 重力注射流量變化趨勢(shì)圖Fig.4 Trend of gravity injection flow change

圖5至圖7分別為堆芯水位，堆腔水位及IRWST水箱水位的變化情況。綜合來(lái)看，最初堆芯水位在大破口發(fā)生后迅速降低，但隨著安注系統(tǒng)的CMT和IRWST開(kāi)始向堆芯注水，堆芯水位快速回升，并在較短時(shí)間內(nèi)實(shí)現(xiàn)再淹沒(méi)過(guò)程；隨著冷卻劑不斷從破口處流出，堆腔中的水位不斷上升，并且在10900s之后堆腔水位達(dá)到RCS熱管標(biāo)高(8.658m)，壓力容器外表面得到充足的外部冷卻，成功使堆芯熔融物滯留在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)，壓力容器保持完整。IRWST在事故初期就開(kāi)始向堆芯重力注水，同時(shí)冷卻劑不斷從破口流入堆腔，所以對(duì)于大破口事故，只要IRWST重力注水有效，不需要通過(guò)堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)的投入也可以實(shí)現(xiàn)堆腔淹沒(méi)功能。

圖5 堆芯水位變化趨勢(shì)圖Fig.5 Trend of core water level change

圖6 堆腔水位變化趨勢(shì)圖Fig.6 Trend of Pile water level change

圖7 IRWST水位變化趨勢(shì)圖Fig.7 Trend of IRWST water level change

在兩個(gè)程序中都模擬了PCS功能，從圖8安全殼壓力的變化趨勢(shì)圖中可以看到，PCS系統(tǒng)的模擬效果都比較理想，事故發(fā)生后安全殼壓力整體呈下降趨勢(shì)，并最終趨于平穩(wěn)狀態(tài)，安全殼壓力一直處于安全限值之下，不存在安全殼失效的風(fēng)險(xiǎn)。

圖 8 安全殼壓力變化趨勢(shì)圖Fig.8 Trend of Containment pressure change

3 壓力容器失效過(guò)程分析

嚴(yán)重事故的緩解策略之一是：對(duì)于大多數(shù)嚴(yán)重事故序列，通過(guò)淹沒(méi)反應(yīng)堆堆腔并使壓力容器外表面淹沒(méi)在水中，使堆芯熔融物滯留在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)。熔融物堆內(nèi)滯留措施的成功實(shí)施需要滿(mǎn)足兩個(gè)條件：1) 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)完全降壓；2) 堆腔內(nèi)的水位達(dá)到熱管段處[9，10]。

為了研究壓力容器的失效物理過(guò)程，在之前選取的大破口事故序列基礎(chǔ)上(堆腔淹沒(méi)失效)，假設(shè)兩條IRWST重力注射管線(xiàn)全部失效，堆芯無(wú)法得到長(zhǎng)期冷卻，僅從破口釋放的冷卻劑不足以使堆腔水位達(dá)到熔融物堆內(nèi)滯留策略所需的水位高度，壓力容器外表面的冷卻能力不足，下封頭內(nèi)壁面發(fā)生熔化而變薄，最終使得壓力容器壁面產(chǎn)生破口。對(duì)于該事故工況，熔融物堆內(nèi)滯留策略是無(wú)法成功的。通過(guò)計(jì)算得到壓力容器破口位置及破口大小隨時(shí)間變化如表2所示。

表2 壓力容器失效進(jìn)程

圖9為壓力容器破口面積隨時(shí)間的變化，最初在8032.4s時(shí)開(kāi)始在下封頭徑向第4環(huán)位置發(fā)生蠕變失效，但破口面積很小，僅為0.0079m2。之后隨著大量熔融物開(kāi)始通過(guò)破口向堆腔噴放，破口面積瞬間擴(kuò)大到0.603m2，隨后相繼在下封頭徑向第5環(huán)、第3環(huán)和第6環(huán)的位置也發(fā)生蠕變失效，但破口面積相差不大。

圖 9 破口面積隨時(shí)間變化Fig.9 Changes of broken area with time

圖10為從破口噴入到堆腔內(nèi)的熔融物累積總質(zhì)量隨時(shí)間的變化，從13426.5s開(kāi)始有大量熔融物通過(guò)破口噴入堆腔內(nèi)，之后堆腔內(nèi)累積的熔融物質(zhì)量變化也相對(duì)平緩，最終穩(wěn)定在57246.6kg。

圖 10 噴放到堆腔內(nèi)的熔融物總質(zhì)量隨時(shí)間變化Fig.10 Total mass changes of the melt sprayed into the stack with time

圖11為IRWST水箱和堆腔水位隨時(shí)間的變化，由于IRWST重力注射管線(xiàn)和堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)都無(wú)法正常啟動(dòng)，內(nèi)置換料水箱的水位基本保持不變，維持在17m左右，少量的波動(dòng)是由于ADS1、2、3級(jí)泄壓把冷卻劑排放到IRWST水池中所致。

圖 11 IRWST水位及堆腔水位隨時(shí)間變化Fig.11 Changes of IRWST water level and pile water level with time

堆腔水位先緩慢增長(zhǎng)，最高水位達(dá)到1.3m左右，之后有所降低，最終趨于穩(wěn)定在0.4m左右。由于堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)失效，同時(shí)IRWST重力注射也無(wú)法注入，僅從破口流出的冷卻劑無(wú)法提供充足的外部冷卻流量。堆腔水位無(wú)法淹沒(méi)到RCS熱管高度(8.658m)，不滿(mǎn)足熔融物堆內(nèi)滯留措施的成功條件，最終壓力容器發(fā)生失效。堆腔水位最初的增長(zhǎng)是由于冷卻劑從管道破口流出流入堆腔，隨著壓力容器失效，壓力容器內(nèi)的熔融物通過(guò)破口落入堆腔內(nèi)，熔融物與堆腔內(nèi)的冷卻劑反應(yīng)產(chǎn)生蒸汽，堆腔水位降低。

4 結(jié)論

本文利用MELCOR程序?qū)?guó)產(chǎn)先進(jìn)壓水堆核電廠(chǎng)進(jìn)行系統(tǒng)建模，選取安全分析報(bào)告中大破口觸發(fā)嚴(yán)重事故的基本假設(shè)，開(kāi)展嚴(yán)重事故的獨(dú)立校核計(jì)算，并與安全分析報(bào)告的結(jié)果進(jìn)行比對(duì)分析，得到以下主要結(jié)論：

(1) 校核計(jì)算結(jié)果與安全分析報(bào)告結(jié)果符合良好，事故序列與主要參數(shù)的變化趨勢(shì)基本一致，存在的個(gè)別偏差可歸結(jié)為程序模型或個(gè)別參數(shù)選取上的差異，安分報(bào)告中該事故的分析結(jié)果合理可信。

(2) 在大LOCA事故進(jìn)程中，冷卻劑通過(guò)破口直接進(jìn)入堆腔，只要IRWST重力注射正常啟動(dòng)，不需要通過(guò)堆腔淹沒(méi)管線(xiàn)的投入也可以實(shí)現(xiàn)堆腔淹沒(méi)功能。通過(guò)壓力容器的外部冷卻，把熔融物滯留在壓力容器內(nèi)，這一嚴(yán)重事故管理策略可有效地防止壓力容器失效。

(3) 現(xiàn)有的安全系統(tǒng)設(shè)計(jì)可以有效防止壓力容器熔穿，避免發(fā)生某些與安全殼完整性相關(guān)且具有很大不確定性的壓力容器外的嚴(yán)重事故現(xiàn)象，以保持安全殼的完整性，降低大量放射性裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的可能性。

[1] 俞爾俊，李吉根. 核電廠(chǎng)核安全[M]. 北京：原子能出版社，2010.

[2] Attachment to letter from D. M. Crutchfield, Office of Nuclear Reactor Regulation, to E. E. Kintner, Advanced Light Water Reactor Steering Committee, “Major Technical and Policy Issues Concerning the Evolutionary and Passive Plant Designs,” dated February 27, 1992.

[3] Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document, Volume Ⅲ Passive Plant 1, Appendix A, PRA Key Assumptions and Groundrules, Rev. 8, Electric Power Research Institute, March 1999.

[4] MAAP4 User’s Manual, EPRI, 2005.

[5] “MELCOR Computer Code Manuals,Vol. 1： Primer and Users’Guide” Version 1.8.6, Sandia National Laboratories, September, 2005.

[6] 王高鵬；劉長(zhǎng)亮；葉忠昊. 小破口引發(fā)的嚴(yán)重事故工況及事故緩解的研究[J]. 核科學(xué)與工程, 2011(01).

[7] 張琨，曹學(xué)武. 壓水堆核電廠(chǎng)高壓熔堆嚴(yán)重事故序列分析[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2008,42(6).

[8] Angelini, S., et al., The Mechanism and Prediction of Critical Heat Flux in Inverted Geometries[J]. Nuclear Engineering and Design, 2000, 200： 83-94.

[9] Theofanous, T.G., et al., In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt. DOE/ID-10460, July 1995.

[10] 文青龍；陳軍；盧冬華；趙華. 嚴(yán)重事故條件下壓力容器完整性評(píng)價(jià)的研究進(jìn)展[J]. 核科學(xué)與工程, 2011(03).

ResearchonSevereAccidentInducedbyLBLOCAandMitigation

BIJin-sheng,JINGJian-ping,SHIXing-wei,SONGZu-rong,HUWen-chao

(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100082，China)

Based on the severe accident analysis code MELCOR, it model the nuclear power plant system and select the severe accident induced by large break loss of coolant accident (LBLOCA)for the comparative calculation research. Some key transient parameters and passive systems response were obtained, and the results were compared with the MAAP in safety analysis report. The results show that： Although there are some differences in the comparative calculation results and the safety analysis report, the overall trend of the main parameters and the accident sequence are in good agreement. The safety features can effectively alleviate the accident process, maintaining the integrity of the pressure vessel and containment under the severe accident condition, radioactive fission products release very low. The design of the nuclear power plant system can meet the needs of safety.

Severe accident; Comparative calculation; MELCOR code; Mitigation

2017-03-11

大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆電站國(guó)家科技重大專(zhuān)項(xiàng)：CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究(2013ZX06002001)

畢金生(1987—)，男，北京人，碩士，工程師，現(xiàn)從事核電廠(chǎng)安全分析與審評(píng)工作

胡文超:huwenchao20@126.com

TL33

：A

：0258-0918(2017)04-0597-07