基于MELCOR1.8.5的反應(yīng)堆嚴(yán)重事故分析

杜國(guó)新　吳畏　汪可　趙宗方　徐宇

摘 要

本文使用MELCOR1.8.5程序，對(duì)反應(yīng)堆一回路進(jìn)行建模。首先將一回路調(diào)整至穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)，然后引入全廠斷電事故，得到反應(yīng)堆從停堆直到堆芯熔融物在堆坑內(nèi)燒蝕的整個(gè)事故序列。目前已有的事故分析僅計(jì)算到壓力容器破損，本文為整個(gè)嚴(yán)重事故序列的分析提供一定的依據(jù)。

關(guān)鍵詞

反應(yīng)堆;MELCOR1.8.5;建模;事故分析

中圖分類號(hào)： TL364.4;TM623 ? ? ? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.040

0 前言

MELCOR與RELAP同為美國(guó)Sandia國(guó)家實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的程序，都可以用于反應(yīng)堆熱工水力分析以及事故分析[1]。但是兩者的計(jì)算模型有區(qū)別，并且RELAP5程序用于事故分析時(shí)，只能計(jì)算到壓力容器破損，而MELCOR程序可以計(jì)算RELAP的全部過(guò)程，還包括了堆芯熔融物在堆坑燒蝕，以及放射性氣溶膠遷移的全部過(guò)程。

本文使用的MELCOR程序版本為1.8.5，主要用于描述輕水堆嚴(yán)重事故過(guò)程。程序采用模塊化結(jié)構(gòu)，對(duì)于嚴(yán)重事故過(guò)程中出現(xiàn)的大部分物理化學(xué)現(xiàn)象均能進(jìn)行模擬，特別是堆芯融化、下封頭失效和堆芯熔融物的噴射等[2]。

1 熱工水力控制體建模

對(duì)于控制體劃分，本文建立的模型如圖1。

本文建模時(shí)對(duì)系統(tǒng)進(jìn)行了簡(jiǎn)化。二回路簡(jiǎn)化成了供水、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)和集水三個(gè)部分。供水部分設(shè)置為時(shí)間無(wú)關(guān)控制體，壓力和溫度保持恒定。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)設(shè)置為時(shí)間相關(guān)控制體，溫度和壓力受到供水和集水部分的影響。集水部分設(shè)置為大空間，接收蒸汽發(fā)生器二次側(cè)流體后，溫度和壓力基本保持不變。對(duì)于穩(wěn)壓器安全閥噴出的流體，直接由大氣環(huán)境接收，大氣環(huán)境也設(shè)置為大空間控制體，參數(shù)基本不變。各個(gè)控制體的參數(shù)見(jiàn)表1。

2 堆芯建模

堆芯的劃分參考表2中，大亞灣核電站堆芯的參數(shù)，并做了一定的修改[3]。堆芯1-2層在下腔室，3層為堆芯支撐板，4-15層為堆芯活性區(qū)。詳細(xì)劃分參見(jiàn)圖2。

根據(jù)實(shí)際情況，堆芯的直徑取為3.04m，并且在徑向等分為5個(gè)環(huán)。堆芯軸向單元格高度劃分參見(jiàn)表3。

堆芯的1-3層為下腔室部分，單元格由不銹鋼組成，第3層的堆芯支撐板設(shè)置為格柵板，允許流體和熔融物的流過(guò)。堆芯的4-15層為活性區(qū)，單元格由燃料、包殼、支撐構(gòu)件及控制棒毒物組成。

下封頭的徑向劃分與單元格的徑向劃分保持一致，均分為5環(huán)。下封頭的厚度取為0.13m，并且由于下封頭的厚度相對(duì)于壓力容器底部球弧半徑很小，將下封頭取為平板對(duì)事故的影響不大，所以本文中將下腔室取為長(zhǎng)方形，相應(yīng)的下封頭劃為平坦。

在每個(gè)下封頭環(huán)上設(shè)置一個(gè)貫穿件，以便模擬各種控制棒導(dǎo)管和測(cè)量導(dǎo)管對(duì)整個(gè)下封頭載荷的影響。下封頭與下腔室熔融物的換熱，可能導(dǎo)致貫穿件的升溫至失效，直接引起下封頭的失效，對(duì)事故進(jìn)程也意義重大。

3 事故序列以及事故分析

3.1 事故前的穩(wěn)定運(yùn)行參數(shù)

3.2 事故條件

本文假設(shè)反應(yīng)堆在事故前滿功率穩(wěn)定運(yùn)行。在運(yùn)行500秒之后，引入全廠斷電事故，疊加柴油發(fā)電機(jī)組啟動(dòng)失敗，其他應(yīng)急電源同時(shí)失效。該事故將造成所有的能動(dòng)設(shè)備失效，無(wú)法運(yùn)作。程序計(jì)算的假設(shè)和條件主要包括以下幾點(diǎn)：

（1）事故后，主泵轉(zhuǎn)速降低和反應(yīng)堆緊急停堆同時(shí)發(fā)生，不考慮延遲動(dòng)作;

（2）主泵停泵的同時(shí)，輔助給水電動(dòng)泵停泵;

（3）不考慮任何人的干預(yù)動(dòng)作。

3.3 事故序列以及結(jié)果分析

反應(yīng)堆首先運(yùn)行500秒，達(dá)到穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)。在500秒時(shí)，引入全廠斷電事故，一回路的主泵惰轉(zhuǎn)，停止二回路的補(bǔ)水，同時(shí)反應(yīng)堆停堆。

事故結(jié)果：

如圖6所示，全廠斷電事故發(fā)生后，由于蒸汽發(fā)生器二次側(cè)有水，由于堆芯流體和蒸汽發(fā)生器流體的密度差，會(huì)形成自然循環(huán)。自然循環(huán)和堆芯功率的下降將導(dǎo)致堆芯流體的溫度和壓力下降。當(dāng)二次側(cè)的冷卻能力減弱時(shí)，堆芯流體的壓力和溫度再次上升。在1242.8秒，當(dāng)穩(wěn)壓器的壓力上升至穩(wěn)壓器安全閥開(kāi)啟壓力16.6MPa時(shí)，蒸汽從穩(wěn)壓器噴出。當(dāng)堆芯支撐板失效后，熔融物跌入下腔室驟冷，產(chǎn)生大量蒸汽，堆芯出現(xiàn)壓力峰值。由于下腔室內(nèi)流體有限，熔融物無(wú)法有效冷卻，熔融物將下封頭的貫穿件熔穿。堆芯熔融物直接噴出，堆芯流體也噴出，堆芯壓力降至安全殼壓力。此后，堆芯的壓力維持在安全殼壓力

如圖7所示，由于MELCOR程序計(jì)算控制體內(nèi)流體時(shí)，將控制體內(nèi)的空泡處理為氣相，結(jié)果導(dǎo)致初始階段液位下降不明顯，但此后堆芯液位不斷下降。當(dāng)下封頭失效之后，流體流出堆芯，堆芯壓力下降。當(dāng)壓力降低至4.2MPa時(shí)，安注箱的流體流入下腔室。由于此時(shí)安注箱流速較快，而且破口面積較小，流體無(wú)法立刻排出，結(jié)果導(dǎo)致6300s左右，堆芯液位有極小的上升。但堆芯流體很快再次流出，堆芯液位降為0m。

如圖8所示，當(dāng)堆芯的停堆后，由于自然循環(huán)的冷卻，堆芯包殼溫度有一定的下降。此后隨著冷卻能力的減弱，包殼溫度不斷上升。當(dāng)堆芯支撐板失效后，下腔室產(chǎn)生大量蒸汽并進(jìn)入堆芯。在堆芯下層，由于蒸汽溫度較低，具有一定的冷卻作用，底層C103包殼溫度先降后上升。上層C104包殼會(huì)與高溫蒸汽發(fā)生鋯水反應(yīng)，導(dǎo)致上層單元格包殼的直接升溫失效。

如圖9所示，熔融物跌入下腔室后，經(jīng)過(guò)驟冷后，仍具有較高的溫度。下封頭失效后，熔融物直接噴出。但是由于堆芯支撐板此時(shí)并未全部失效，堆芯熔融物噴射具有一定間歇性。

如圖10所示，當(dāng)包殼和蒸汽溫度超過(guò)1273.15K以后，鋯水反應(yīng)開(kāi)始發(fā)生。鋯水反應(yīng)需要有高溫蒸汽和高溫包殼的存在，所以氫氣產(chǎn)生最快的時(shí)候，是在熔融物驟冷產(chǎn)生大量蒸汽的階段。此后鋯水反應(yīng)速率受蒸汽質(zhì)量和包殼溫度的影響，保持比較低的值。

4 結(jié)論

MELCOR程序是由美國(guó)Sandia國(guó)家實(shí)驗(yàn)室為美國(guó)核安全管理局開(kāi)發(fā)的輕水堆嚴(yán)重事故分析。鑒于嚴(yán)重事故的實(shí)驗(yàn)一般為破壞性實(shí)驗(yàn)，實(shí)驗(yàn)耗費(fèi)較大，而且具有極大的危險(xiǎn)性，所以相關(guān)的實(shí)驗(yàn)研究比較少。同時(shí)相關(guān)的模擬計(jì)算得到的結(jié)果，無(wú)法與實(shí)驗(yàn)進(jìn)行對(duì)比，但仍可以為未來(lái)的研究提供一定的幫助[4]。本文得出的結(jié)果，可以為反應(yīng)堆嚴(yán)重事故下的操作，提供依據(jù)，為反應(yīng)堆的安全打下更牢固的基礎(chǔ)。

參考文獻(xiàn)

[1]Merrill B，Moore RL，Polkinghorne ST，et al. Modifications to the MELCOR code for application in fusion accident analyses[J].Fusion engineering and design，2000，51：555-563.

[2]朱繼洲，奚樹(shù)人，單建強(qiáng)，等.核反應(yīng)堆安全分析[M].西安：西安交通大學(xué)出版社，2000.

[3]郎明剛.大亞灣核電站全廠斷電誘發(fā)的嚴(yán)重事故研究[D].北京：清華大學(xué)，2002.

[4]樊申，張應(yīng)超，季松濤.秦山一期全廠斷電事故分析研究[J].核電工程與技術(shù)，2004，17（4）：1-7.