壓水堆SBO事故及高壓安全注射系統的緩解能力研究

，，

(海軍工程大學 核能科學與工程系，武漢 430033)

為了研究核電站堆芯熔化現象和機理，分析預測此類事故的進程和所采取緩解措施的有效性，以瑞典Ringhals壓水堆核電站為參考對象，采用輕水堆嚴重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，建立典型的3環路壓水堆嚴重事故計算模型，其中包括詳細的5通道堆芯模型和專用于預測下封頭失效位置和失效時間的COUPLE模型。選擇沒有輔助給水的全廠斷電事故作為基準事故，對其堆芯熔化進程進行了計算分析。

1 研究對象及模型

參考對象選擇瑞典Ringhals壓水堆核電站，參考堆每個冷卻劑環路包括一臺立式U形管自然循環蒸汽發生器(SG)和一臺主冷卻劑泵及其相應的管道與閥門。在其中一條環路的熱管段上連接有一個穩壓器。主要參數見表1。

表1 參考電站主要參數

堆芯的詳細計算模型見圖1。

圖1 堆芯節點劃

堆芯內157盒燃料組件沿徑向由內向外依次劃分為5個通道，每個通道的燃料組件數分別為5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿徑向劃分為5個節塊，沿軸向劃分為10個節塊。為了模擬堆芯在失去幾何形狀情況下冷卻劑的流道變化，模型的建立考慮了各通道的流量交混。

為了準確地預測碎片床在下腔室的定位以及下封頭的升溫與蠕變失效過程，建立了二維有限元下封頭COUPLE分析模型。COUPLE的網格在水平方向的最大節點數為16，垂直方向的最大節點數為20，一共有320個節點，285個節塊。

2 計算結果及分析

2.1 計算假設

研究的嚴重事故初始事件為全廠斷電(SBO)事故。瞬態開始后作以下假設：①所有能動安全系統均失效；②蒸汽發生器輔助給水失效；③參考國外核電站的概率安全評價結果[4]，把穩壓器波動管蠕變失效等效于一個當量直徑為12 mm的破口。

瞬態的初始條件是反應堆滿功率穩態運行，計算分3種情況進行：①考慮穩壓器波動管蠕變破裂，非能動安注箱有動作的基準事故；②堆芯出口溫度達到920 K時開啟穩壓器卸壓閥，投入一臺高壓安注泵；③堆芯出口溫度達到920 K時開啟穩壓器卸壓閥，投入兩臺高壓安注泵，其中單臺高壓安注泵的流量為25 kg/s。

2.2 基準事故

SBO事故在0 s時發生，1 s后反應堆緊急停閉，3臺主泵停行，主汽輪機脫扣，一回路開始自然循環。表2列出了基準事故主要事件的時間序列。圖2～6給出了事故過程中主要參數的變化趨勢。

表2 主要事件序列

圖2 穩壓器壓

圖3 穩壓器水位

圖4 壓力容器水位

圖5 堆芯表面最大溫度

圖6 基準事故氫氣生成總

SBO事故發生后，由于沒有輔助給水，SG大約在4 772 s被蒸干。SG干涸前，堆芯的衰變熱依靠二回路帶出。SG干涸后，一回路相當于處在絕熱加熱狀態，導致平均溫度上升，穩壓器壓力(圖2)和水位(圖3)快速上升，穩壓器于6 000 s時達到滿水位，壓力的上升使得穩壓器蒸汽卸壓閥間斷啟跳，堆芯衰變熱通過卸壓閥排出。隨著一回路冷卻劑的流失，反應堆壓力容器水位于7 223 s開始下降，8 900 s時堆芯活性區開始裸露，10 672 s時穩壓器排空，11 040 s時堆芯完全裸露(圖4)。堆芯裸露后傳熱進一步惡化，輻射換熱成為主要的傳熱方式，12 000 s時堆芯表面的最大溫度達到1 500 K，鋯合金與飽和蒸汽發生劇烈反應，產生的大量氧化熱進一步加劇了堆芯溫度的上升(圖5)，同時伴有大量氫氣產生(圖6)。12 500 s時，堆芯表面最大溫度達到2 800 K以上，鈾鋯氧化物開始熔化。12 895 s時，波動管在熾熱蒸汽的作用下發生蠕變破裂失效，使得一回路壓力急劇下降，避免了高壓熔堆，非能動安注箱從堆芯入口處注入大量的冷卻水，壓力容器內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流失，壓力容器水位快速下降到3 m以下，堆芯再次完全裸露(圖3)。

由于鋯水反應產生出大量的氧化熱，導致安全注射并不能冷卻正在熔化的堆芯。13 112 s時，堆芯內開始出現熔融池，從15 257 s開始，熔化的控制棒材料和堆內構件開始向下腔室坍塌，被下腔室內冷卻劑冷卻后形成一個高約0.27 m的碎片床。堆芯在18 100 s時形成一個半徑為1.72 m的熔融池，并于20 186 s坍塌至下腔室，使得下腔室內的冷卻劑急劇受熱蒸發，水位迅速下降，一回路出現一個3.8 MPa的壓力峰值(見圖2)，這個過程類似一個蒸汽爆炸，但不會給一回路壓力邊界造成威脅。20 740 s時，高溫碎片床熔穿下封頭，計算終止。

值得注意的是，下封頭最初的失效位置發生在圖2中的節塊12處。計算結果與歐洲EC-FOREVER實驗結果[1]完全一致。目前，關于下封頭的失效機理仍然存在爭議[5]。筆者認為在熔融池坍塌至下腔室之前，熔化的控制棒材料和低熔點結構材料已經在下腔室底部形成一層厚約27 cm且沒有內熱源的多孔介質，這層多孔介質保護或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來的熔融物直接加熱。

2.3 緩解措施

根據基準事故的計算結果，堆芯出口溫度在10 640 s時達到923 K，在事故發生后3 h之內，很有可能恢復全部或部分電源。假設此時只有電動卸壓閥與高壓安注泵可用，本文計算分析了堆芯出口溫度達到923 K時通過卸壓閥對一回路進行降壓，并分別啟動一臺或兩臺高壓安注泵的嚴重事故緩解措施。

計算結果顯示，開啟卸壓閥后，穩壓器壓力快速下降到4.0 MPa以下(圖2)，非能動安注箱的運行以及高壓安注的作用導致裸露的堆芯迅速被淹沒(圖3)。大量冷卻水的注入使得堆芯表面的最高溫度始終沒有超過1 200 K，且在11 000 s左右，溫度開始下降并趨于穩定(圖4)。同時穩壓器水位迅速達到滿水(圖5)，冷卻劑通過卸壓閥排入安全殼，從而帶出堆芯的剩余發熱。由于堆芯表面溫度持續在1 000 K以上的時間很短暫，燃料包殼沒有發生劇烈的鋯水反應，因此在緩解措施下只有少量的氫氣產生(圖7)。

圖7 緩解措施下氫氣生成總量

在事故的緩解過程中，相比于運行一臺高壓安注泵，投入兩臺高壓安注泵對于阻止堆芯熔化更為有效。當兩臺高壓安注泵都可用時，壓力容器水位、穩壓器水位的上升速度更快，同時堆芯表面所能達到的最高溫度較低，相應地產生較少量的氫氣。

3 結論

1) 由于穩壓器波動管的蠕變破裂失效， SBO引發的壓水堆嚴重事故不會出現更為嚴重的高壓熔堆。

2) 在熔融池坍塌到下封頭之前，熔化的控制棒材料已經在下封頭底部形成一層多孔介質，這層多孔介質保護或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來的熔融物直接加熱。因此下封頭的失效位置首先出現在下封頭的側面。

3) 本文研究的卸壓充水緩解措施可以有效地阻止堆芯熔化，并使堆芯長期處于穩定狀態。

4) 結果可以作為壓力容器外嚴重事故計算的初始條件，也可以作為制定嚴重事故管理導則的參考依據。

[1] Sehgal B R，Karbojian A，Giri A et al．Assessments of Reactor Vessel Integrity(ARVI)[J]．Nuclear Engineering and Design，2005，235：213-232．

[2] Vierow K，Liao Y，Johnson J, et al．Severe Accident Analysis of a PWR Station Blackout with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/RELAP5 Codes[J]．Nuclear Engineering and Design，2004，234：129-145．

[3] Knudson D L，Rempe J L，Condie K G, et al．Late-phase Melts Conditions Affecting the Potential for In-vessel Retention in High Power Reactors[J]．Nuclear Engineering and Design，2004，230：133-150．

[4] Krieg R，Devos J，Caroli C, et al．On the Prediction of the Reactor Vessel Integrity under Severe Accident Loading(RPVSA) [J]．Nuclear Engineering and Design，2001，209：117-125．

[5] Maruyama Y，Moriyama K，Nakamura H, et al．Modeling for Evaluation of Debris Coolability in Lower Plenum[J]．Nuclear Science and Technology，2003，40(1)：12-21．