壓水堆嚴重事故管理入口標準研究

張龍飛，雷世雄，余方偉

（1.海軍工程大學 核能科學與工程系，湖北 武漢 430033；2.海軍駐719研究所軍代表室，湖北 武漢 430064）

2011年發生的日本福島核事故再次說明，盡管嚴重事故發生的概率很低，但必須要考慮嚴重事故的預防和管理［1］。嚴重事故管理中一項重要工作就是確定何時進入嚴重事故管理，即在事故演變過程中，找到嚴重事故管理的入口標準，采取有效措施，終止事故進程或緩解事故后果。通常，反應堆出口溫度在嚴重事故管理導則的執行中起到重要的參考作用，當反應堆出口溫度超過某一定值時，事故管理就從應急運行規程（EOP）過渡到嚴重事故管理導則（SAMG）。此外，在嚴重事故管理導則中，反應堆出口溫度還作為判斷堆芯損傷狀態以及嚴重事故管理措施是否有效的重要依據。但是，反應堆出口溫度并不一定總是可靠地反映堆芯的受損狀態，在某些情況下，反應堆出口溫度可能會給嚴重事故管理帶來錯誤的指示。為此，本文提出以堆芯熱通道出口溫度為依據的嚴重事故管理入口標準，研究反應堆出口溫度、堆芯熱通道出口溫度與堆芯實際狀態之間的關系，以確定實施嚴重事故管理的入口標準。

1 RELAP／SCDAPSIM 程序

本文采用最佳估算程序RELAP／SCDAPSIM 作為研究工具，該程序是公認的能模擬嚴重事故瞬態過程最詳細的基于機理模型的最佳估算程序，具有預測嚴重事故下熱工水力及堆芯損壞進程的能力。RELAP／SCDAPSIM 程序由SCDAP和RELAP5兩個主要程序耦合而成，保留了RELAP5程序熱工水力學計算的全部功能。其中，SCDAP程序除了可精確模擬堆芯燃料、包殼、定位格架等部件在嚴重事故瞬態過程中的行為特性外，還包含有專用的二維有限元下封頭分析模型（COUPLE），不但能計算堆芯碎片床和下封頭的溫度分布及升溫過程，還能預測壓力容器下封頭失效的位置和時間［2］。

2 計算模型

本文以國際上典型的第二代百萬千瓦級壓水堆核電站為對象，參考對象為三環路壓水堆，反應堆熱功率為2 445 MW。每條冷卻劑環路包括1臺立式U 型管自然循環蒸汽發生器和1臺主冷卻劑泵及其相應的管道。在其中1條環路上安裝有1個穩壓器。

堆芯的詳細計算模型如圖1、2所示。堆芯內157盒燃料組件沿徑向由內向外劃分為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之間的流量交叉混合［3］。

圖1 堆芯徑向通道劃分Fig.1 Nodalization of core radial channel

圖2 堆芯及壓力容器軸向節點劃分Fig.2 Axial nodalization of core and vessel

為獲得可信的計算結果，本文針對SCDAP程序的選項進行了大量敏感性計算分析，選取了比較合理的選項，如壓力容器的失效標準由程序計算得到，而不是通過指定失效溫度實現。

3 計算與分析

3.1 初始條件與假設

瞬態開始前反應堆穩態運行于滿功率水平，瞬態開始后假設：1）當量直徑分別為15、20、25cm的破口發生在穩壓器所在環路的熱管段；2）在無事故管理措施的情況下，反應堆冷卻劑系統僅有非能動安注箱可執行其安全功能，高壓安全注射系統和低壓安全注射系統均失效。

3.2 無事故管理的基準過程

無事故管理的基準過程的計算結果示于圖3。從圖3a可看出，破口事故發生后，穩壓器壓力迅速下降到熱管段冷卻劑的飽和壓力。由于冷卻劑通過破口流失的量遠大于冷卻劑因沸騰造成的體積膨脹，導致系統的壓力持續下降。當非能動安注箱向反應堆冷卻劑系統進行注射時，系統壓力的下降速度得到一定程度的緩解。約在破口發生后1 000s，穩壓器壓力下降到一很低的水平。從圖3b可看出，由于冷卻劑通過破口大量流失，壓力容器水位快速下降，在非能動安注箱動作之前，壓力容器水位已下降到堆芯頂部以下，導致堆芯上部裸露。非能動安注箱動作以后，堆芯活性區再次被冷卻劑完全淹沒。然而，隨冷卻劑的持續流失以及非能動安全注射的結束，堆芯再次裸露，當堆芯表面峰值溫度達1 000K時，緩慢的鋯水反應開始出現。圖4示出了熱工水力控制體131（通道1）、151（通道3）、171（通道5）（具體位置見圖2）的溫度變化，即堆芯3條通道對應的流體出口溫度。為方便比較，圖中也示出了堆芯表面的峰值溫度的變化過程。

在破口當量直徑為15cm 的事故過程中，當堆芯表面峰值溫度達到1 064K 時，堆芯中心通道的流體出口溫度首次超過900 K。然而，即使堆芯表面峰值溫度高達2 800K 時，堆芯最外側通道流體的出口溫度也始終未達到900K。在破口當量直徑為20cm 和25cm 的事故過程中，當堆芯表面峰值溫度達到1 100K時，堆芯中心通道的流體出口溫度首次超過900K，但是，堆芯最外側通道流體的出口溫度也始終未達到900K。可見，熱通道的流體出口溫度可作為判斷堆芯受損狀態的重要依據。因此，本文提出當堆芯熱通道流體出口溫度達900K時，可作為嚴重事故管理的入口標準，因為溫度在900K 以下時，通常認為溫度測量系統還能給出正確的溫度指示。

圖3 無事故管理過程中穩壓器壓力和堆芯液位曲線Fig.3 Pressurizer pressure and core water level curves without AM

圖4 堆芯表面峰值溫度與堆芯通道出口溫度曲線Fig.4 Peak core and exit fluid temperature curves

3.3 有事故管理的大破口失水事故

在無事故管理的基準事故過程中，對于破口當量直徑為20cm 的情況，熱通道出口溫度在1 670s時達900K，堆芯出口溫度（壓力容器外）在2 510s時達900K。為此，本文分別進行了兩種對比計算，第1種是在2 510s時對兩條完整環路進行高壓安全注射，第2種是在1 670s時對兩條完整環路進行高壓安全注射。假設每條完整環路的高壓安全注射流量均為30kg／s，主要參數的計算結果示于圖5。

從圖5a可看出，高壓安全注射開始時間較晚的情況下，堆芯會出現約1 000s的完全裸露。相反，較早高壓安全注射情況下，堆芯完全裸露的時間很短，且堆芯在較短的時間內再次被冷卻劑完全淹沒。從圖5b、c可看出，在高壓安全注射開始時間較晚的情況下，堆芯表面峰值溫度在2 510s時超過2 500K。當水注射到處于高溫狀態的反應堆中時，堆芯內出現劇烈的鋯水反應，伴隨大量氧化熱的釋放，造成堆芯進一步的受熱。因此，當反應堆出口溫度（壓力容器外）達到900K時開始高壓安全注射不會緩解事故，相反，在劇烈鋯水反應的作用下會加速堆芯的損傷。

但是，在較早高壓安全注射情況下，堆芯表面峰值溫度在1 670s時僅為1 031K，此時鋯水氧化反應非常緩慢。高壓安全注射開始后，堆芯表面峰值溫度升高了約200K，整個事故過程中氫氣的產生量極少，堆芯的幾何形狀始終保持完整，高壓安全注射有效地阻止了堆芯熔化。由此可見，當堆芯熱通道流體出口溫度達到900K時開始嚴重事故管理對于緩解事故進程的作用非常明顯。

圖5 有事故管理過程中反應堆壓力容器水位、堆芯表面峰值溫度和累計產生氫氣質量曲線Fig.5 Reactor pressure vessel water level，peak core temperature and integrated mass of generated hydrogen with AM

4 結論

1）反應堆出口溫度（壓力容器外）不能較好地反映堆芯表面峰值溫度和實際堆芯受損狀態。2）當堆芯表面峰值溫度在1 200K 以下時，堆芯熱通道流體出口溫度能較好地反映堆芯的裸露程度和受熱狀態。3）當堆芯表面峰值溫度超過1 500K，堆芯內出現快速的鋯水氧化反應時，堆芯熱通道流體出口溫度也不能準確反映堆芯表面峰值溫度和實際受損狀態。4）較晚時機的注水，例如當堆芯表面峰值溫度達2 000K時開始注水，不能有效阻止堆芯熔化，相反還會加劇鋯水反應，加速堆芯熔化。5）當堆芯熱通道流體出口溫度達900K時對堆芯進行高壓安全注射是有效的，可作為嚴重事故管理的入口標準。

［1］ 陳耀東，周擁輝，石俊英，等.福島核電廠3號機組嚴重事故模擬分析［J］.原子能科學技術，2012，46（增刊）：283-289.CHEN Yaodong，ZHOU Yonghui，SHI Junying，et al.Severe accident simulation and analysis for Fukushima NPS uiit 3［J］.At Energy Sci Technol，2012，46（Suppl.）：283-289（in Chinese）.

［2］ 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］.Nucl Eng Des，2004，230（1）：133-150.

［3］ 張龍飛，張大發，王少明.壓水堆大破口失水事故引發的嚴重事故研究［J］.原子能科學技術，2007，41（5）：560-564.ZHANG Longfei，ZHANG Dafa，WANG Shaoming.Study on severe accident induced by large break loss of coolant accident for pressure water reactor［J］.At Energy Sci Technol，2007，41（5）：560-564（in Chinese）.