IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故下堆內(nèi)自然循環(huán)及下封頭失效分析

胡文超，彭常宏，郭 赟，曾和義

(1.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，安徽合肥230027；2.哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，黑龍江哈爾濱150001)

IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故下堆內(nèi)自然循環(huán)及下封頭失效分析

胡文超1，彭常宏1，郭 赟1，曾和義2

(1.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，安徽合肥230027；2.哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，黑龍江哈爾濱150001)

使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽輪機(jī)停機(jī)和部分失流事故導(dǎo)致的嚴(yán)重事故進(jìn)程及緩解措施。分析結(jié)果表明IRIS堆內(nèi)水裝量大，使得堆芯較長時(shí)間處于淹沒狀態(tài)，事故發(fā)生后近7個(gè)小時(shí)堆芯開始裸露，10小時(shí)后堆芯開始損壞。對(duì)于不卸壓不安注的情況，壓力容器會(huì)完全干涸，堆芯和蒸汽發(fā)生器之間形成蒸汽自然循環(huán)流動(dòng)，堆芯溫度緩慢升高，低熔點(diǎn)的控制棒金屬首先熔化落入下腔室并加熱下封頭，使得下封頭底部區(qū)域發(fā)生蠕變斷裂失效。在不卸壓的情況下一個(gè)上充泵的安注流量就能夠緩解事故。

一體化小型堆；嚴(yán)重事故分析；RELAP5/SCDAP

根據(jù)IAEA定義，電功率小于700MW的反應(yīng)堆為中小型堆(small and medium sized reactor),本文分析的IRIS反應(yīng)堆(International Reactor Innovative and Secure)是由西屋公司聯(lián)合多個(gè)研究所和大學(xué)共同設(shè)計(jì)的一體化小型壓水反應(yīng)堆，該堆的熱功率為1000MW，電功率為335MW。IRIS反應(yīng)堆采用一體化設(shè)計(jì)，將穩(wěn)壓器，蒸汽發(fā)生器，冷卻劑泵，控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)內(nèi)置在壓力容器內(nèi)，消除了大破口事故等設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，簡化了安全系統(tǒng)，提高了反應(yīng)堆的安全性，根據(jù)PRA分析結(jié)果，堆芯損壞頻率約為1.21×10-8[1]。

由于具有更好的安全性和靈活性，當(dāng)前國內(nèi)外對(duì)小型反應(yīng)堆進(jìn)行了大量研究[2,3],其中基于壓水堆技術(shù)的小型堆技術(shù)難度小，能夠較快完成設(shè)計(jì)并應(yīng)用。在福島事故后，監(jiān)管部門對(duì)反應(yīng)堆安全提出更高的要求，嚴(yán)重事故相關(guān)研究變得更加重要。目前關(guān)于一體化小型反應(yīng)堆嚴(yán)重事故研究的公開文獻(xiàn)較少，阿根廷的CAREM25小堆和韓國的SMART小堆已經(jīng)完成了設(shè)計(jì)，并采用MELCOR程序進(jìn)行了嚴(yán)重事故分析[4,5]來支持核監(jiān)管機(jī)構(gòu)的安全審評(píng)。國內(nèi)有對(duì)小型化的環(huán)路壓水堆嚴(yán)重事故的研究[6,7]，并未發(fā)現(xiàn)針對(duì)一體化小型堆嚴(yán)重事故的研究，當(dāng)前我國有多個(gè)一體化小型堆正在設(shè)計(jì)之中，所以有必要對(duì)其進(jìn)行嚴(yán)重事故相關(guān)研究。

1 分析程序及計(jì)算模型

REALP5/SCDAP程序是由美國Idaho國家實(shí)驗(yàn)室開發(fā)，被國內(nèi)外監(jiān)管部門和科研機(jī)構(gòu)認(rèn)可的反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)與事故分析程序。該程序能夠計(jì)算一、二回路冷卻劑流動(dòng)與換熱，堆芯熔化進(jìn)程，以及下封頭的蠕變斷裂失效。

本文建立了IRIS堆(見圖1)的一、二回路、應(yīng)急余熱排出系統(tǒng)、應(yīng)急硼酸罐的熱工水力模型，堆芯SCDAP和下腔室COUPLE網(wǎng)格模型，圖2為IRIS反應(yīng)堆的RELAP5節(jié)點(diǎn)圖。根據(jù)文獻(xiàn)[8，9]將堆芯劃分為5個(gè)分區(qū)，各區(qū)燃料組件數(shù)目分布為9，16，20，24，20。各區(qū)內(nèi)控制棒組件的數(shù)目分別是5，8，8，16，0。下腔室的COUPLE網(wǎng)格在水平方向上有16個(gè)節(jié)點(diǎn)，垂直方向上20個(gè)節(jié)點(diǎn)，總計(jì)320個(gè)節(jié)點(diǎn)，285個(gè)有限元單元。

IRIS反應(yīng)堆的初步安全評(píng)估報(bào)告[10]采用RELAP5程序進(jìn)行設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析，本文采用RELAP5計(jì)算得到的穩(wěn)態(tài)結(jié)果與文獻(xiàn)[11]計(jì)算結(jié)果比較見表1，比較結(jié)果說明本文所建模型是合理可靠的。

表1 穩(wěn)態(tài)計(jì)算結(jié)果對(duì)比

圖1 IRIS反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)圖Fig.1 IRIS reactor

圖2 IRIS反應(yīng)堆RELAP5節(jié)點(diǎn)圖Fig.2 RELAP5 node map of IRIS reactor

2 事故緩解措施分析

本文以汽輪機(jī)停機(jī)和部分失流事故作為始發(fā)事件，事故發(fā)生后，反應(yīng)堆緊急停堆，應(yīng)急余熱排出系統(tǒng)未能投入運(yùn)行，穩(wěn)壓器安全閥能夠正常開啟和關(guān)閉，將一回路壓力保持在限值之內(nèi)，隨著冷卻劑的不斷蒸發(fā)，壓力容器內(nèi)水位降低，堆芯裸露，如果沒有其他的緩解措施，堆芯最終將熔化。

在本文分析中，當(dāng)堆芯出口蒸汽溫度達(dá)到650℃時(shí)，反應(yīng)堆進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài)。進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài)后，僅考慮化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的一個(gè)上充泵對(duì)事故的緩解，該上充泵能向反應(yīng)堆提供8.5kg/s的安注流量。

本文根據(jù)反應(yīng)堆進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài)后，上充泵能否向反應(yīng)堆進(jìn)行安注，分析了不卸壓情況下汽輪機(jī)停機(jī)導(dǎo)致的嚴(yán)重事故進(jìn)程以及其緩解措施，分別記為T1：不卸壓，不安注；T2：不卸壓，安注；分析了不卸壓情況下一個(gè)主泵停轉(zhuǎn)引起的嚴(yán)重事故進(jìn)程及其緩解措施,記為L1：不卸壓，不安注；L2：不卸壓，安注。事故序列見表2。其中T1和L1安注流量為零，T2，L2安注流量8.5kg/s。

表2 事故進(jìn)程

IRIS反應(yīng)堆設(shè)計(jì)時(shí)簡化安全系統(tǒng)，取消了高低壓安注系統(tǒng)和蓄壓箱安注系統(tǒng)，取而代之設(shè)計(jì)了較大的壓力容器，通過增大堆內(nèi)水裝量來替代事故中向反應(yīng)堆注水。從表2可知，由于IRIS壓力容器內(nèi)冷卻劑裝量大，使得堆芯較長時(shí)間處于淹沒狀態(tài)，事故發(fā)生后7h堆芯開始裸露，10小時(shí)后堆芯損壞。

對(duì)比T1和L1，T2和L2，其嚴(yán)重事故進(jìn)程是相似的，所以后續(xù)只對(duì)T1和T2兩種情況進(jìn)行分析，圖3和圖4是部分參數(shù)結(jié)果。在不卸壓的情況下，一個(gè)上充泵的流量就能夠緩解事故。對(duì)于不采取任何緩解措施的T1和L1，在堆芯燃料棒熔化形成熔池之前，由于控制棒熔化掉入下封頭，導(dǎo)致下封頭失效，本文終止后續(xù)計(jì)算。

圖3 壓力容器內(nèi)水位Fig.3 Water level in vessel

圖4 堆芯表面最高溫度Fig.4 Maxium Temperature of core surface

3 壓力容器內(nèi)的自然循環(huán)

IRIS反應(yīng)堆一體化的設(shè)計(jì)，將泵和蒸汽發(fā)生器(SG)內(nèi)置在壓力容器中，取消了連接各部件之間的主管道，且一回路冷卻劑在蒸汽發(fā)生器管外側(cè)流動(dòng)，這樣的設(shè)計(jì)縮短了從堆芯出來的過熱蒸汽流回堆芯所需經(jīng)過的管道長度，使得堆芯出來的過熱蒸汽能夠到達(dá)下降段環(huán)形區(qū)域。

由圖5和圖6可知，當(dāng)壓力容器內(nèi)水位降低到下降段環(huán)形區(qū)域最底部節(jié)點(diǎn)時(shí)，下腔室內(nèi)殘留的水為過冷水，下降段環(huán)形區(qū)域內(nèi)蒸汽為過熱蒸汽。下降段區(qū)域完全干涸后，下降段內(nèi)過熱蒸汽和下腔室內(nèi)的過冷水接觸，加熱下腔室內(nèi)的過冷水。圖5中在36.6千秒時(shí)，下腔室過冷水達(dá)到飽和，之后下腔室的水不斷被蒸發(fā)，下腔室變成汽液兩相區(qū)域，見圖6。由于通過堆芯的蒸汽流量變大，見圖7，堆芯表面溫度會(huì)降低，見圖4。

圖5 下腔室區(qū)域節(jié)塊溫度Fig.5 Temperature of hydraulic component

圖6 下腔室區(qū)域節(jié)點(diǎn)空泡份額Fig.6 Void of hydraulic component

圖7 堆芯進(jìn)出口流量Fig.7 Mass flow rate of core

下降段側(cè)的過熱蒸汽較堆芯上升熱管側(cè)溫度低，所以下降段側(cè)蒸汽會(huì)更重，當(dāng)下腔室變成兩相區(qū)域后，阻擋堆芯上升熱管側(cè)和下降段側(cè)蒸汽流動(dòng)的水封消除，下降段區(qū)域較重的過熱蒸汽流經(jīng)下腔室進(jìn)入堆芯。同時(shí)下腔室內(nèi)的冷卻劑被不斷加熱蒸發(fā)直到最終干涸，見圖6。

事故開始后，關(guān)閉了蒸汽發(fā)生器主給水閥門和主蒸汽閥門，傳熱管內(nèi)只殘留少量的水，蒸汽發(fā)生器不能起到排出衰變余熱的作用。從堆芯出來的過熱蒸汽流經(jīng)蒸汽發(fā)生器時(shí)加熱蒸汽發(fā)生器熱構(gòu)件和管內(nèi)蒸汽，所以蒸汽發(fā)生器一次側(cè)出口蒸汽的溫度有所降低，見圖8。當(dāng)下腔室完全干涸后，蒸汽發(fā)生器與堆芯之間形成穩(wěn)定的自然循環(huán)，蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和堆芯流量見圖9。

圖8 蒸汽發(fā)生器進(jìn)出口溫度Fig.8 SG primary side Temperature

圖9 堆芯和蒸汽發(fā)生器流量Fig.9 Mass flow rate of core and SG

壓力容器內(nèi)堆芯與蒸汽發(fā)生器之間的自然循環(huán)使得蒸汽被緩慢均勻加熱，堆芯在蒸汽的冷卻下溫度緩慢升高。

圖10 穩(wěn)壓器安全閥流量Fig.10 Mass flow rate of safety valve

圖11 應(yīng)急硼酸罐流量Fig.11 Mass flow rate of EBT

4 下封頭失效分析

構(gòu)成堆芯的各種材料中，控制棒銀-銦-鎘合金的熔點(diǎn)要遠(yuǎn)低于鋯包殼和二氧化鈾的熔點(diǎn)，也要低于堆內(nèi)不銹鋼構(gòu)件的熔點(diǎn)。隨著堆芯溫度不斷升高，當(dāng)堆芯溫度上升到控制棒金屬熔點(diǎn)溫度后，控制棒首先開始熔化。熔化的控制棒金屬流到堆芯下部較冷區(qū)域時(shí)，會(huì)發(fā)生凝固。當(dāng)堆芯下部溫度足夠高時(shí)，熔化的控制棒金屬會(huì)落入下腔室，如果下腔室殘留有冷卻劑，控制棒熔融物將被冷卻。

對(duì)于不采取任何緩解措施的T1和L1，堆芯裸露后，堆芯溫度不斷升高，控制棒熔融金屬掉入干涸的下腔室后，熔融金屬不能被冷卻?？刂瓢羧廴诮饘僦苯蛹訜嵯路忸^，使得COUPLE網(wǎng)格的熱構(gòu)件溫度不斷升高，見圖12。在高溫高壓下，下封頭的結(jié)構(gòu)材料會(huì)發(fā)生蠕變，通過對(duì)COUPLE網(wǎng)格下封頭最底部兩個(gè)節(jié)點(diǎn)進(jìn)行蠕變失效計(jì)算，在52000s左右下封頭將失效。而此時(shí)堆芯表面最高溫度大約1300K，燃料棒組件尚未熔化。

圖12 下封頭節(jié)點(diǎn)溫度Fig.12 Temperature of nodes

5 結(jié)論

本文對(duì)IRIS一體化小型堆由汽輪機(jī)停機(jī)和部分失流事故導(dǎo)致的嚴(yán)重事故進(jìn)行分析，得到如下結(jié)論：

(1) IRIS堆內(nèi)水裝量大，使得堆芯在7h內(nèi)處于淹沒狀態(tài)，10h后堆芯開始損壞。

(2) IRIS結(jié)構(gòu)緊湊，堆內(nèi)蒸汽流動(dòng)阻力小，壓力容器最終干涸并形成堆芯與蒸汽發(fā)生器之間的自然循環(huán)，堆內(nèi)溫度緩慢升高。

(3) 低熔點(diǎn)的控制棒金屬首先熔化掉進(jìn)下腔室，直接加熱下封頭，導(dǎo)致下封頭蠕變失效。

(4) 不卸壓的情況下，一個(gè)上充泵提供的安注流量能夠緩解事故。

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AnalysisofIn-vesselNaturalCirculationandLowerHeadRuptureofIRISunderSevereAccidents

HUWen-chao1，PENGChang-hong1，GUOYun1，ZENGHe-yi2

(1.School of Nuclear Science and Technology, University of Science and Technology of China, Hefei 230027, China ; 2.College of Nuclear Science and Technology, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China)

The progression and mitigation measures of the severe accident induced by turbine trip and partial loss of forced coolant flow of IRIS reactor were analyzed with RELAP5/SCDAP computer code. The analytic results show that with the large inventory of water in the vessel, the core will under submerged for a long time, nearly 7 hours later the core begin uncovered, and the core became damaged 10 hours later. For the case with no injection and no depression, the vessel will fully dry out, there will be nature circulation between the core and steam generator, the core temperature will rise slowly, the low melting point control rod metal firstly meltdown, and fall into the lower plenum. The molten control rod material will heat the lower head, under high temperature and high pressure difference, the lower head will suffer creep rupture at the lowest region. For the case with no depression, a charging pump injection will mitigate the severe accident.

Integral small modular reactors；Severe accident analysis；RELAP5/SCDAP

2015-06-02

胡文超(1989—)，男，湖南常德人，在讀碩士研究生，現(xiàn)從事反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)與安全分析工作

TL364.4

：A

：0258-0918(2017)04-0613-06