王雞換 江琴佳
(1.中核核電運(yùn)行管理有限公司,浙江 嘉興 314300;2.萬(wàn)納神核控股集團(tuán)有限公司,浙江 嘉興 314300)
日本福島核事故使喪失全部交流電源成為了一個(gè)焦點(diǎn)課題。一旦發(fā)生SBO,會(huì)引發(fā)軸封等泄漏,這些泄漏會(huì)主系統(tǒng)水裝量喪失,嚴(yán)重時(shí)會(huì)導(dǎo)致堆芯熔化。本文將對(duì)全廠(chǎng)失電疊加軸封破口事故進(jìn)行分析,分二次熱阱完好和喪失兩種情況,列出事故序列,為操縱員事故預(yù)判提供支持。
秦山核電廠(chǎng) 320WMe機(jī)組,考慮到降雪量(H1)、龍卷風(fēng)(H2)、暴風(fēng)雨(H3)、颶風(fēng)(H4)、鹽霧(C)及出線(xiàn)的設(shè)計(jì)(B)等方面因素,計(jì)算出嚴(yán)重氣候?qū)е率S(chǎng)外電源的概率(F1)為:
320WMe機(jī)組的廠(chǎng)內(nèi)應(yīng)急電源由三臺(tái)應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)提供,平時(shí)維持兩臺(tái)熱備用。根據(jù)秦山核電1993年到2005年的數(shù)據(jù)進(jìn)行分析,得出320WMe機(jī)組的應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組的平均可靠性為:
F2=0.95
不考慮地震、海嘯,僅考慮嚴(yán)重自然災(zāi)害而導(dǎo)致喪失全部廠(chǎng)外電,同時(shí)疊加應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)組啟動(dòng)失敗,引發(fā)全廠(chǎng)失電的概率為:
核電廠(chǎng)發(fā)生SBO事故后,反應(yīng)堆停堆,主泵停運(yùn),堆芯的功率主要為剩余衰變熱。
由于失去強(qiáng)迫循環(huán),堆芯熱量導(dǎo)出只能靠自然循環(huán)。在二次側(cè)熱阱正常的情況下,主系統(tǒng)自然循環(huán)流量為6.7%的正常流量,大概能帶出滿(mǎn)功率熱量的3.5%。而衰變熱僅為滿(mǎn)功率時(shí)的3%,自然循環(huán)完全有能力帶走堆芯熱量。
圖1 歸一化功率Fig.1 Normalized powe r
圖2 主泵軸封泄漏和下泄積分流量Fig.2 Integral flow of reactor coolant pum p seal water leakage and letdown
據(jù)上所述,SBO事故后要保證堆芯安全,關(guān)鍵還是要保證一回路的自然循環(huán)、水裝量和二次側(cè)熱阱。但鑒于此時(shí)上充泵和設(shè)冷泵停運(yùn),導(dǎo)致軸封注水和設(shè)冷水同時(shí)喪失,主泵軸密封直接與高溫高壓的反應(yīng)堆冷卻劑接觸,將在15分鐘后損壞,冷卻劑從軸封損壞處泄漏,形成LOCA。如果下泄管線(xiàn)沒(méi)有隔離,下泄泄漏也會(huì)減少冷卻劑裝量。隨著冷卻劑的持續(xù)泄漏,一回路系統(tǒng)自然循環(huán)將中止。
為了估算主泵軸封的泄漏,采用以下假設(shè):
(1)事故發(fā)生后兩臺(tái)主泵軸封立刻失效;
(2)假設(shè)初始破口流量約為 48kg/s(兩臺(tái)泵),這個(gè)流量是主泵軸封失效后可能的最大流量;
(3)假設(shè)事故發(fā)生后,下泄通道沒(méi)有隔離,反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)仍有冷卻劑從下泄孔板處泄漏。
根據(jù)以上假設(shè),模擬出的主泵軸封泄漏和下泄積分流量SBO發(fā)生1個(gè)小時(shí)后,總流失的冷卻劑約為73t(為主系統(tǒng)水裝量的 50%)。
由于主系統(tǒng)平均溫度下降,穩(wěn)壓器電加熱器失電和軸封、下泄的泄漏,穩(wěn)壓器壓力開(kāi)始下降。隨著壓力下降,軸封和下泄泄漏開(kāi)始減少。隨后堆芯對(duì)一回路的加熱作用,遏制了穩(wěn)壓器壓力的下降,并最終穩(wěn)定在主系統(tǒng)飽和溫度(285℃)所對(duì)應(yīng)的飽和壓力上,大概為7MPa。
SBO發(fā)生的前期,穩(wěn)壓器壓力高于主系統(tǒng)飽和壓力,堆芯沒(méi)有氣泡產(chǎn)生。在主系統(tǒng)壓力降到飽和壓力后,堆芯開(kāi)始有氣泡產(chǎn)生,上封頭有蒸汽堆積。在一小時(shí)內(nèi),由于堆芯一直處于被淹沒(méi)狀態(tài),主系統(tǒng)熱量由蒸發(fā)器排汽導(dǎo)出,所以燃料包殼的表面最高溫度基本與主系統(tǒng)平均溫度接近,沒(méi)有上升和惡化的趨勢(shì)。
在最為保守的工況中,1個(gè)小時(shí)內(nèi)堆芯燃料組件產(chǎn)生的衰變熱能被堆芯中水汽兩相流帶出,燃料棒包殼溫度仍保持在很低的溫度下,堆芯能夠得到有效的冷卻。因此,SBO發(fā)生1個(gè)小時(shí)內(nèi)堆芯是安全的。實(shí)際上,即使發(fā)生SBO事故,主泵的密封不可能立刻失效,失效后出現(xiàn)大的破口流量的概率也是很低的。另外,操縱員可以根據(jù)應(yīng)急操作規(guī)程,依靠蒸汽系統(tǒng)對(duì)主冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行快速降溫也能有效地緩解主系統(tǒng)水裝量喪失。
本次假設(shè)的SBO事故為:?jiǎn)适Я怂薪涣麟姡瑫r(shí)輔助給水不可用,并假設(shè)事故后2分鐘,主泵軸封完整性受到破壞產(chǎn)生破口。
由于主泵軸封和下泄未隔離的泄漏,主系統(tǒng)水裝量快速減少,大概在半小時(shí)內(nèi)穩(wěn)壓器排空,并在一小時(shí)左右壓力容器水位也開(kāi)始下降。
由于沒(méi)有輔助給水,蒸發(fā)器大約在一小時(shí)后被蒸干。SG被蒸干后,一回路熱量通過(guò)向軸封破口等處排放蒸汽來(lái)釋放衰變熱量。大約一小時(shí)半后堆芯開(kāi)始裸露。由于軸封破口排放的蒸汽不足以帶走堆芯的衰變熱,造成主系統(tǒng)壓力持續(xù)升高,并達(dá)到穩(wěn)壓器卸壓閥開(kāi)啟定值。通過(guò)穩(wěn)壓器卸壓閥和軸封破口的泄漏,堆芯的水位進(jìn)一步下降,大概兩小時(shí)后堆芯完全裸露。
堆芯裸露后傳熱進(jìn)一步惡化,輻射換熱成為主要的傳熱方式,燃料包殼表面的最大溫度達(dá)到1 500K,鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應(yīng),產(chǎn)生的大量氧化熱進(jìn)一步加劇了堆芯溫度的上升。
波動(dòng)管在熾熱蒸汽的作用下會(huì)發(fā)生蠕變破裂,一回路壓力急劇下降,避免了高壓熔堆。一回路壓力下降后,安注箱從堆芯入口處注入大量的冷卻水,壓力容
器內(nèi)水位上升到堆芯頂部以上。隨著安注箱的排空和冷卻劑的蒸發(fā)流失,壓力容器水位再次快速下降,堆芯完全裸露。由于鋯水反應(yīng)產(chǎn)生出大量的氧化熱,導(dǎo)致安全注射并不能冷卻正在熔化的堆芯,最終堆芯會(huì)坍塌至下腔室并熔穿下封頭。約一周左右時(shí)安全殼超壓失效,向環(huán)境急劇釋放放射性裂變產(chǎn)物。隨后隨著安全殼內(nèi)壓力降低,轉(zhuǎn)入后期釋放,且釋放速度越來(lái)越慢。
對(duì)于小破口事故,盡早向蒸發(fā)器注水能夠有效控制主系統(tǒng)壓力并帶走衰變熱,能減少主系統(tǒng)水裝量的損失,從而緩解事故。
一回路盡早啟動(dòng)降壓也能有效的緩解事故,但前提條件是能通過(guò)蒸發(fā)器控制主系統(tǒng)溫度,避免因?yàn)榭焖俳祲憾鴮?dǎo)致堆芯沸騰。
降低主系統(tǒng)壓力后及時(shí)投入安注箱,確保安注箱的濃硼酸注入堆芯。四個(gè)安注箱有80M3的水容積,能補(bǔ)充主系統(tǒng)在15MPa壓力下一小時(shí)的最大泄漏量。
要盡早投入SBO軸封注水泵。發(fā)生SBO事故后,在軸封損壞前投入軸封注水泵(15分鐘之內(nèi)),不但能防止主泵軸封損壞形成LOCA,并能補(bǔ)償下泄的部分泄漏維持主系統(tǒng)水裝量。
事故過(guò)程中必須盡可能節(jié)省蓄電池的電量,目前秦山320MWe機(jī)組蓄電池的供電能力為一小時(shí),如果操縱員切除二回路負(fù)荷,蓄電池的供電能力也大概僅為一小時(shí)二十分鐘左右。操縱員要及時(shí)切除不必要的負(fù)荷。發(fā)生SBO事故后,重要的儀表控制信號(hào)的電力均來(lái)自于蓄電池,一旦蓄電池電力耗盡,將無(wú)法監(jiān)視和控制系統(tǒng)狀態(tài),后續(xù)的干預(yù)、處理及事故應(yīng)急就沒(méi)有依據(jù)。
廠(chǎng)內(nèi)或廠(chǎng)外電力恢復(fù)后,操縱員應(yīng)第一時(shí)間啟動(dòng)安全注射,恢復(fù)主系統(tǒng)水裝量,淹沒(méi)堆芯。
【參考文獻(xiàn)】
[1]張往鎖.輔助給水系統(tǒng)對(duì)緩解全廠(chǎng)斷電事故能力研究[J].原 子 能 科 學(xué) 技 術(shù) ,2012,46(5):565-569.
[2]樊申.秦山核電廠(chǎng)全廠(chǎng)斷電事故廠(chǎng)外后果分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2006,40(6):698-702.
[3]季松濤.秦山核電廠(chǎng)小破口失水加全廠(chǎng)斷電事故序列的堆芯早期破壞過(guò)程分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2000,34:82-85.
[4]劉輝.壓水堆SBO事故及高壓安全注射系統(tǒng)的緩解能力研究[J].船海工程,2007,36(6):127-130.
[5]秦山核電廠(chǎng)最終安全分析報(bào)告[D].