船用核動力裝置小破口冷卻劑喪失事故處理研究

(海軍工程大學 船舶與動力學院，武漢 430033)

船用核動力裝置一回路冷卻劑喪失事故發生后，帶有一定放射性的高溫冷卻劑將導致堆艙溫度、壓力、濕度升高，威脅設備安全性和堆艙完整性，大量放射性物質外泄和擴散，對環境造成放射性污染。如果事故得不到及時的控制，將可能進一步發展成嚴重事故。為了防止發生嚴重事故，在滿足船用核動力裝置機動性特殊要求的前提下，同時考慮船體安全和反應堆安全，制定事故處理規程。

1 事故描述

相對于大破口而言，小破口失水事故(SBLOCA)造成一回路系統降壓速率慢，安注系統在一段時間內可能無法投入，事故過程中在高壓階段可能出現長時間堆芯裸露而引起燃料元件升溫并燒毀。SBLOCA的具體影響程度與反應堆本身的設計特性、初始運行工況、應急冷卻系統設計、破口的大小和位置及具體的瞬態過程有關[1]。

當船用核動力裝置一回路系統發生不可隔離的較小尺寸小破口失水事故時，在衰變熱較大的情況下，如果破口流失的水量大于高壓補水流量，卻又不足以帶走衰變熱[2]，主冷卻劑泵停止運行后，由于小破口失水事故反應堆冷卻系統降壓過程較長，一回路冷卻劑儲量比較少，若不采取一定的降壓手段，長時間不能觸發低壓安注投入將導致堆芯冷卻劑大量汽化，燃料元件可能發生長時間裸露致使燃料元件溫度上升至燒毀，這時需要考慮投入危急冷卻系統。根據所設計的破口尺寸，在高壓補水后不需考慮危急冷卻系統而直接考慮低壓安注的投入(低壓安注失效事故除外)[3]。

對選擇的基本事故做如下假定：一回路冷管段SBLOCA(破口不可隔離)后，高壓補水系統失效，即為SBLOCA疊加高壓補水失效事故。

2 仿真分析軟件描述

所使用的核動力裝置事故仿真分析軟件主要包括堆芯物理仿真程序、一回路冷卻劑系統仿真程序，二回路及一回路輔助系統仿真程序及控制系統仿真程序在內的仿真支撐平臺和用戶操作界面。堆芯物理計算程序采用基于兩群三維中子時空動力學模型的堆芯物理實時仿真軟件，反應堆和一回路冷卻劑系統采用反應堆冷卻劑系統熱工水力瞬態分析軟件，二回路及一回路輔助系統采用流體網絡自動建模軟件。上述仿真軟件運行于仿真支撐平臺，通過共享內存區的系統接口變量完成各系統間的數據交互[4]。

應用上述仿真分析軟件對船用核動力裝置各類事故進行分析，并與核動力裝置仿真模擬器計算結果進行比較，計算結果基本符合，表明仿真分析軟件對于復雜熱工水力流體網絡的動態特性能進行比較準確的仿真計算，能比較準確地反映事故后系統重要參數的響應變化情況。

3 事故計算初始條件及假設條件

3.1 計算的初始條件

選取輔機運行工況，應用上述仿真分析軟件，對該工況穩態運行進行建模，遵循以下原則。

1) 堆芯燃耗取壽期中期；

2) 穩壓器和其它壓力調節與保護控制的邏輯關系與定值采用設計值；

3) 功率自動調節，需求功率根據實際功率、蒸汽負荷以及反應堆平均溫度計算得到。

由此得到計算的初始條件，穩態運行的結果符合實際情況，見表1。歸一化數值處理均規定為輔機工況數值與額定工況數值的比值百分數。

表1 計算初始條件

3.2 計算的假設條件

3.2.1 采取“低壓保護停堆”事故處置方式實驗計算假設條件

1) 破口位置：右環路冷端主閘閥與反應堆之間(不可隔離)；

2) 穩壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值，低水位高壓安注泵不投入；

3) 一回路系統壓力降至穩壓器電加熱投入整定值，穩壓器電加熱投入；

4) 穩壓器水位降至穩壓器電加熱切除整定值，穩壓器電加熱切除；

5) 一回路系統壓力降至反應堆保護系統低壓停堆整定值，反應堆停堆；

6) 一回路系統壓力降至低壓安注投入整定值，低壓安注系統投入；

7) 對安注系統采用單一故障準則，僅有一臺低壓安注泵投入；并假定從安注信號產生到安注泵投入的時間延遲10 s；在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統；

8) 反應堆停堆后，二回路輔機耗汽。

3.2.2 采取“切除低壓保護系統后手動停堆”事故處置方式實驗計算假設條件

1) 破口位置：右環路冷端主閘閥與反應堆之間(不可隔離)；

2) 穩壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值，低水位高壓安注泵投入信號產生，低水位高壓安注泵不投入；

3) 一回路系統壓力降至穩壓器電加熱投入整定值，穩壓器電加熱投入；

4) 穩壓器水位降至穩壓器電加熱切除整定值，穩壓器電加熱切除；

5) 切除低壓保護系統后選擇若干停堆時機手動停堆；

6) 一回路系統壓力降至低壓安注投入整定值，低壓安注系統投入；

7) 安注系統采用單一故障準則，僅有一臺低壓安注泵投入；并假定從安注信號產生到安注泵投入的時間延遲10 s；在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統；

8) 反應堆停堆后，二回路輔機耗汽。

4 計算結果與分析

考慮核動力裝置發生一回路冷管段SBLOCA疊加高壓補水失效事故后，采取“低壓保護停堆”和“切除低壓保護系統后手動停堆”兩種事故處置方式，并對這兩種事故處置方式對事故產生的影響進行分析對比，見表2。對切除低壓保護系統后若干手動停堆時機進行計算，選取150 s進行分析。

表2 事件序列對比 s

4.1 計算結果

事故中系統主要參數對比見圖1～4。

圖1 反應堆核功率

圖2 右回路平均溫度

圖3 穩壓器壓力

圖4 破口流量

4.2 結果分析

事故處置方式①在52 s低壓保護停堆，控制棒迅速下插，功率在短時間內由7.2%下降至1.2%(衰變熱功率)，接下來以緩慢的速度降低。事故處置方式②在引入破口后到150 s這段時間功率也在下降，這是因為一回路壓力邊界受到破壞，冷卻水通過破口向外泄露，冷卻劑壓力下降導致冷卻劑密度降低，綜合其它反饋效應，有效增殖因子減小，從而反應性減小，則反應堆功率降低。150 s時手動停堆，功率從3.2%降至1.7%，150 s后曲線②和曲線①基本吻合(見圖1)。同時，提前停堆減少了堆芯產生的熱量，右回路平均溫度較切除低壓保護系統后手動停堆下降更快(見圖2)。相應地，一回路系統壓力下降速度也更快(見圖3)。因此，低壓保護停堆的破口流量低于切除低壓保護系統后延遲停堆的破口流量(見圖4)，可減少冷卻劑從破口的流失。除此之外，在破口尺寸相同的情況下，泄壓快能更早地觸發低壓安注投入(見表2)，有利于反應堆的安全冷卻。

5 結論

1) 船用核動力裝置SBLOCA疊加高壓補水失效事故有可以發展成嚴重事故。SBLOCA發生后低壓保護系統是否有效對防止事故的進一步發展和保證反應堆安全有一定影響。

2) 經仿真計算，對比分析低壓保護停堆和切除低壓保護系統后手動停堆兩種事故處置方式，得出采取前一種方式對防止事故進一步發展，保證核動力裝置的安全更為合理有效。

3) 船用核動力裝置小破口冷卻劑喪失事故處理規程規定“解除反應堆‘自動’控制，降低反應堆功率……”。據此，建議對原事故處理規程作進一步驗證、修改，以提高事故處理的有效性。

[1] 張 琨，曹學武．壓水堆核電廠高壓熔堆嚴重事故序列分析[J]．原子能科學技術，2008，42(6)：530-534．

[2] CHANG C H，LEE C H，HONG W T，et al．IIST small break LOCA experiments with passive core cooling injection[J]．Nuclear Engineering and Design，2006，236：19-34．

[3] Severe reactor accident incident response training manual[S]．U S：NRC Pilot program，1987．

[4] 熊光楞，彭先毅.先進仿真技術與仿真環境[M]．北京：國防工業出版社，1997.