堆芯損壞機理及AP1000應對的設計優(yōu)勢

駱藝雄，孫明明

（中廣核陸豐核電有限公司，廣東 汕尾 516600）

1 引言

三哩島、切爾諾貝利事故之前，人們并沒有意識到事故嚴重到能夠?qū)е露研救刍O計電廠時根本沒有假設導致堆芯熔化的事件序列，所以當事故來臨時，因?qū)Χ研緭p壞機理和現(xiàn)象不理解，導致人們無法有效應對事故以至造成很大的損失。

2 嚴重事故五階段及堆芯損壞機理

研究嚴重事故時一般將其過程分為如下五個階段：

第一階段：堆芯裸露和升溫。事故時反應堆冷卻劑注入系統(tǒng)故障是最有可能導致堆芯裸露的原因，堆芯裸露時可能未停堆，也可能在停堆后很快或者一段時間后發(fā)生堆芯裸露。對于慢的瞬態(tài)變化，堆芯頂部冷卻劑蒸發(fā)先裸露，燃料棒裸露后傳熱效率急劇下降，衰變熱的產(chǎn)生加熱了包殼，此時包殼溫度上升速率取決于衰變熱產(chǎn)生速率，而衰變熱產(chǎn)生速率則取決于堆芯歷史功率水平及停堆后的時間長短。

第二階段：鋯水反應產(chǎn)生氫氣和化學熱。若堆芯出口熱電偶測得溫度大于650℃，則部分燃料包殼的溫度可能大于980℃，此時包殼中鋯和水蒸汽會發(fā)生化學反應產(chǎn)生大量氫氣和熱量。

Zr+2H2O →2H2↑+ZrO2+熱量

鋯水反應產(chǎn)生的熱量可能會超過衰變熱，熱量產(chǎn)生速率正比于包殼的溫度，此時會導致包殼和燃料芯塊溫度急劇上升。當溫度達到1430℃時，鋯水反應可自保持，即化學反應產(chǎn)生的熱量將會導致更多的鋯與水反應，反應自我維持下去，類似于鋯在水蒸氣中“燃燒”起來。

第三階段：堆芯熔化和移位。堆芯熔融物為堆芯材料的熔化物和固體的混合物，包括燃料、包殼、控制材料和結(jié)構(gòu)材料，由于重力原因熔融物向下移位。熔化的熔融物在向下移位和冷卻的過程中可能會再次固化，后續(xù)若水裝量恢復，固化的熔融物會堵塞冷卻水流道。此時揮發(fā)性物質(zhì)碘和銫將會增多，這也是福島事故后首先釋放出來的物質(zhì)。當揮發(fā)性物質(zhì)溫度降低（如進入熱管段）可能會重新固化和沉淀?？刂瓢粑阵w在較低的溫度即熔化，Zr合金及ZrO2依次在UO2之前熔化，UO2熔入液態(tài)的Zr合金及ZrO2中形成“低共熔混合物”（低共熔混合物：一種化學溶液或合金，相比其任何組成部分擁有更低的熔點），2 760℃時UO2開始熔化。各種堆芯材料共熔物的形成及相互作用直接影響堆芯熔化和移位的進程。

具體堆芯熔化和移位過程為：①金屬包殼及低熔點材料熔化；②陶瓷燃料芯塊熔化和坍塌；③低熔點的材料熔融物更早更快地移向壓力容器底部區(qū)域，被存留的水冷卻固化形成外殼并包容熔融物，進而堵塞其他堆芯熔融物向下移動。除非堆芯冷卻恢復，否則熔化的熔融物最終會下移聚集在壓力容器下封頭底部，造成下封頭熔穿的風險。事實證明，即使壓力容器開始恢復冷卻水注入也不能立刻保證能停止堆芯材料向下移動，三哩島核電廠堆芯熔融物向下移位則發(fā)生在壓力容器重新注水20 min以后。正常堆芯結(jié)構(gòu)（燃料棒直徑及間距）設計成最接近臨界狀態(tài)的水鈾比，任何明顯的堆芯結(jié)構(gòu)降級變化都將降低臨界的可能性，所以若堆芯發(fā)生坍塌熔化，則臨界基本不可能發(fā)生，壓力容器以外堆芯碎片臨界更不可能發(fā)生。極不可能發(fā)生的最壞情形是重新臨界，當堆芯溫度很高控制棒材料熔化移出堆芯，而燃料仍然保持完整，此時冷卻劑全部蒸發(fā)完，若注入冷的、不含硼的水，堆芯將重返臨界并產(chǎn)生核裂變熱量。

第四階段：壓力容器失效。壓力容器下封頭與堆芯熔融物接觸導致溫度升高，可能使下封頭蠕變破裂失效(金屬在持續(xù)高溫和高壓下發(fā)生塑性變形失效）。當下封頭熔穿，熔融物開始與安全殼地板混凝土或鋼板相互作用，釋放出CO2、CO、H2等不凝結(jié)氣體造成安全殼超壓失效，或者安全殼底板直接被熔穿，熔融物直接污染地下水和土壤。

第五階段：安全殼失效。安全殼有3種潛在的失效機理，即超壓失效、超溫失效和真空失效。

3 AP1000電廠應對堆芯熔化的設計優(yōu)勢

針對嚴重事故堆芯熔化，首先應淹沒堆芯降溫以終止鋯水反應。若堆芯注入流量達到11.4 m3/h，則可在45 min內(nèi)淹沒并且淬火過熱的堆芯（淬火：帶走堆芯材料中貯存的和淬火過程中產(chǎn)生的總的熱量）。實際上，若堆芯發(fā)生明顯移位和坍塌壓實，冷卻水流道受阻，此時堆芯結(jié)構(gòu)可能變得不可冷卻，則不管注入水流量是多少，堆芯都無法被淹沒淬火，但注入冷卻水仍然會帶出熱量，所以一般來說，不管流量多大，都需要運行人員及時啟動對反應堆冷卻劑系統(tǒng)的注入。先進壓水堆（AP1000）堆芯淹沒注入手段有正常余熱排除系統(tǒng)注入和化學和容積控制系統(tǒng)注入，同時還有非能動的IRWST（堆芯內(nèi)置換料水箱）直接重力注入和地坑再循環(huán)重力注入，相比其他電廠設計有更多樣的手段帶走堆芯熱量。

在AP1000堆芯嚴重損壞和堆芯碎片落入壓力容器下腔室時，ADS（自動泄壓系統(tǒng)）觸發(fā)降壓，能夠減輕或消除蒸汽發(fā)生器和壓力容器可能的脆性斷裂，ADS將排出的流體噴入IRWST以減少釋放到安全殼大氣中的裂變產(chǎn)物的數(shù)量。IRWST附近形成的富氫混合物（氫汽混合物排至IRWST時蒸汽冷凝的結(jié)果）是對安全殼的一個特有挑戰(zhàn)，但是可以通過將IRWST管道通氣孔布置在擴散火焰不會對鋼制安全殼產(chǎn)生沖擊的地方，從而使富氫混合物的影響最小化[1]。

氫氣燃燒產(chǎn)生的熱量會使安全殼超壓，特別是氫氣發(fā)生“爆燃”時會產(chǎn)生亞音速的沖擊波，對安全殼的威脅更大，研究認為氫氣燃燒會在堆芯損壞后的24小時內(nèi)發(fā)生。AP1000設計上擁有一個非能動冷卻的大容積鋼制安全殼，大的容積/功率比可降低嚴重事故下安全殼內(nèi)氫氣爆燃可能性和不凝結(jié)氣體聚集超壓的可能性。同時AP1000備有通風泄壓管道，在最不可能發(fā)生的安全殼長時間超壓事故的情況下控制安全殼的內(nèi)部壓力。研究表明，AP1000的安全殼可以承受100%包殼反應產(chǎn)生的氫氣爆燃，但不能再額外承受堆芯-混凝土反應產(chǎn)生氣體的燃燒。針對氫氣帶來的風險，AP1000設有兩組非能動氫氣復合器（PAR）和66個能動的氫氣點火器。嚴重事故產(chǎn)生氫氣后，PAR首先運行以降低氫氣濃度，若氫氣濃度繼續(xù)上升，則可在氫氣爆燃之前手動啟動氫氣點火器，提前燃燒氫氣使氫氣爆燃的可能性降到最低。在設計上，如果氫氣點火器投運，就不會發(fā)生因氫氣而導致的安全殼失效。調(diào)查研究目前現(xiàn)役核電廠，都只設有氫氣復合器，嚴重事故堆芯熔化時可能無法有效地控制住高濃度的氫氣，造成氫爆，如福島核事故。

AP1000設有壓力容器內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)（IVR)，壓力容器保溫層及外壁之間的空隙形成四條蒸汽/水流道，使得蒸汽和水在此可以向上流動，這些流道最終垂直地進入壓力容器管嘴廊道。流道入口為保溫層最底部且有浮力控制的入口閥，嚴重事故時PXS的IRWST水箱儲存的水進入下部堆腔，當堆腔充滿水后入口閥自動打開。流道出口配有輕質(zhì)有浮力的蓋子，機組正常運行時關閉，以避免四條蒸汽/水流道內(nèi)沉積灰塵和雜物碎片，當流道內(nèi)水滿或有蒸汽/水流過時蓋子被沖開，如此形成水-蒸汽通路，以冷卻壓力容器外壁。IVR為AP1000核電廠采用的一項重要的應對嚴重事故策略，讓水冷卻壓力容器外表面以阻止壓力容器失效，從而實現(xiàn)：①避免堆芯熔融物向下熔穿壓力容器進入安全殼內(nèi)；②避免壓力容器外部效應，如壓力容器外燃料-冷卻劑相互作用、堆芯-混凝土相互作用。歐洲壓水堆核電廠也設有堆芯熔融物收集系統(tǒng)，原理不同但同樣可冷卻堆芯熔融物，以應對堆芯熔化的嚴重事故。

4 結(jié)語

得益于自身可靠的非能動安全設計，AP1000堆芯損壞概率為5.09×10-7/（堆·年）。同時AP1000還有許多緩解嚴重事故堆芯熔化時的設計優(yōu)勢，如非能動堆芯注入系統(tǒng)、自動泄壓系統(tǒng)、氫氣點火器及堆芯熔融物滯留系統(tǒng)等，優(yōu)化了AP1000核電廠嚴重事故的管理，有效阻止放射性物質(zhì)的釋放及其對公眾和環(huán)境造成的危害，其大規(guī)模放射性釋放概率降低為5.94×10-8/（堆·年），比當前在役壓水堆低兩個數(shù)量級（100倍）。這些設計優(yōu)勢值得許多現(xiàn)役壓水堆核電廠借鑒引用，同時對于新電廠的設計具有一定的指導意義。