CPR1000全廠斷電疊加蒸汽發生器安全閥誤開啟事故引起的嚴重事故分析

李龍澤，王明軍，田文喜，蘇光輝，秋穗正

(1.西安交通大學 動力工程多相流國家重點實驗室，陜西 西安 710049；

2.西安交通大學 核科學與技術系，陜西 西安 710049)

全廠斷電事故是指核電廠失去廠外電源的事故，是可能導致堆芯損傷的一類嚴重事故，因此對全廠斷電的研究十分重要。在國內，張亞培等[1]對CPR1000全廠斷電的事故瞬態進行了分析；季松濤等[2]對秦山核電廠全廠斷電事故疊加小破口事故序列進行了分析；郎明剛等[3]對大亞灣核電站全廠斷電下裂變產物行為進行了分析；陳耀東[4]以600 MW機組為對象，研究了緩解措施對全廠斷電事故進程的影響。在國外，Atanasova等[5]進行了VVER1000在全廠斷電疊加穩壓器泄壓閥開啟后卡住的事故計算；Chatterjee等[6]進行了VVER全廠斷電疊加不同尺寸破口的分析計算，得出氫氣產生、放射性產物釋放等與破口尺寸的關系；Cherubini等[7]研究了全廠斷電工況下，基于非能動給水的最佳事故管理策略；Changwook等[8]研究了全廠斷電情況下冷卻劑系統降壓的事故管理策略的作用。綜上所述，對全廠斷電事故的研究中，考慮蒸汽發生器(SG)的安全閥誤開啟的研究較少，本文將利用MELCOR程序對CPR1000進行建模，研究全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟事故，得到該種工況下的嚴重事故進程，并驗證該種工況下輔助給水等緩解措施的作用，旨在為制定相關安全導則提供理論依據。

1 模型建立

MELCOR程序為一完整的第二代系統性程序，是由美國Sandia國家實驗室為美國核管理委員會開發的PSA和嚴重事故分析工具，能模擬輕水堆嚴重事故進程的主要現象，并能計算放射性核素的源項及其釋放后果。

CPR1000是中廣核集團推出的中國改進型百萬千瓦級的壓水堆核電廠方案。本工作在獲得CPR1000的一些結構參數和運行參數的基礎上，經合理簡化處理，建立MELCOR程序的CPR1000嚴重事故分析模型。

1.1 CPR1000主回路節點劃分

反應堆的一回路節點劃分中，由于對稱性，將原有三環路簡化成一個環路，并帶有穩壓器。圖1為CPR1000一回路MELCOR節點圖。如圖1所示，對壓力容器、SG、主管道熱管段、冷管段、軸封、穩壓器、泄壓箱和安注箱等進行了控制體劃分。這些控制體通過流道連接在一起，對于SG二次側，利用時間相關控制體進行主給水、輔助給水和主蒸汽系統的模擬。

圖1 CPR1000主回路節點劃分

1.2 堆芯節點劃分

MELCOR程序在COR模塊對堆芯區域(包含堆芯、下腔室兩個控制體)進行更加細致的劃分，如圖2所示。圖2中，堆芯區域被劃分為軸向14段、徑向4環的結構。這其中軸向的第4段到第13段屬于堆芯活性區，第1段到第3段是下腔室區域，正常工況下，下支撐板是在軸向第3段，第14段是堆芯上部非活性區。堆芯模塊還對下封頭進行了專門定義，在本文中下封頭也劃分為4個環區，環區中含有10個貫穿件，它們中每個失效后產生的破口大小均為0.076 m2。

圖2 堆芯/下腔室節點劃分

1.3 安全殼節點劃分

安全殼的控制體劃分較簡單，只是粗略地將安全殼劃分為4個控制體：全殼上部空間、安全殼下部環形空間、堆坑和換料水池，這些控制體間由流道相互連接。

2 事故描述及分析條件

利用MELCOR程序模擬CPR1000全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟情況下的嚴重事故進程，詳細分析事故發生到堆芯熔融物落入堆坑的整個過程。事故發生(0 s)前，通過計算得到穩態運行情況。事故發生后，一回路主泵惰轉，反應堆緊急停堆，控制棒在2 s后插入反應堆底部；二回路主給水中斷，SG安全閥誤開啟，主蒸汽系統旁通大氣。由于二回路熱阱的逐漸消失，一回路的溫度和壓力不斷上升，當其壓力超過穩壓器泄壓閥的整定值(17.1 MPa)時，泄壓閥打開。冷卻劑通過泄壓閥不斷流失，使堆芯逐漸裸露，包殼溫度上升。當包殼溫度上升至1 273.15 K時，包殼失效，放射性物質開始泄漏，堆芯逐漸熔化、坍塌。表1列出分析中所用的重要初始條件和邊界條件。

堆芯熔化后，熔融碎片落入下支撐板上，下支撐板在溫度超過其熔化溫度(1 700 K)時失效，熔融物落入下腔室，這將使下封頭溫度不斷升高，當溫度超過貫穿件的熔化溫度時，下封頭失效，熔融物和水將從破口處進入堆腔。熔融物進入堆腔后，可能使堆腔中的水發生蒸汽爆炸，影響安全殼的完整性，同時熔融物與堆腔地板混凝土發生反應，產生大量氫氣和一氧化碳等可燃性氣體，威脅安全殼完整性。

表1 模型部分初始條件與參數

本文在計算全廠斷電嚴重事故發生時，考慮不同電廠狀況疊加影響，包括：1) 安注箱的投入；2) 軸封泄漏；3) 輔助給水的投入。根據不同假設，將事故計算分成表2中所列的3種不同類型。

表2 建模的3種假設條件

3 計算結果分析

在嚴重事故分析中，一回路的熱工水力參數變化和狀況直接影響到整個反應堆的安全，對有關人員制定相應的嚴重事故應對策略有著重要的意義。部分重要CPR1000熱工水力參數變化情況示于圖3～6。

從圖3可看出，在事故發生前即0 s時，一回路壓力穩定在15.8 MPa左右，事故發生后，一回路壓力出現急劇下降，這與典型的全廠斷電事故結果有所區別。這是因為SG安全閥在0 s后直接開啟，使二回路蒸汽流動速度大增，冷卻能力大幅增加，最終使一回路壓力降低，安注箱投入使用。TYPE1和TYPE3中，輔助給水未投入，加上安全閥誤開啟，SG二次側快速燒干(如表1所列)，二次側熱阱消失，這使一回路壓力又逐漸上升，其中由于軸封泄漏，TYPE3相比TYPE1的壓力上升慢，最終它們的壓力均會超過穩壓器泄壓閥的整定值(17.1 MPa)，并在泄壓閥調節下穩定在這一整定值。最后，在大于9 000 s時，因下封頭失效，TYPE1和TYPE3的壓力會突然下降。對于TYPE2，在0 s時就有輔助給水投入，加上安全閥誤開啟，因此SG二次側一直保持了很強的冷卻能力，這使一回路的壓力可維持在一個較低的水平(約4.3 MPa)，直到壓力容器下封頭在大于38 000 s時失效。

從圖4可看出，事故發生后，冷管段和熱管段的溫度出現了一大的下降過程，這是因反應堆緊急停堆，且SG安全閥誤開啟導致二次側冷卻加快。隨后，對于TYPE1和TYPE3，在衰變熱的作用下，熱管段和冷管段的冷卻劑溫度逐漸上升，直至飽和溫度。在大于9 000 s，下封頭失效，溫度出現一陡降。對于TYPE2，衰變熱和二次側冷卻的共同作用使冷管段溫度先小幅上升，后又下降，直至維持穩定，其溫度總體要比另外兩種類型下的溫度低。圖4b～d中，熱管段的飽和溫度變化與一回路壓力變化一致。

圖3 一回路壓力隨時間的變化

從圖5a可看出，事故發生一段時間后冷卻劑逐漸流失，使堆芯緩慢裸露。TYPE2和TYPE3中堆芯開始裸露的時間較TYPE1的要早約2 000 s，這是因在120 s時，一回路冷卻劑開始通過失效軸封流失。TYPE1中，由于一回路壓力上升，泄壓閥打開，一回路冷卻劑通過泄壓閥不斷流失，最后導致堆芯液位下降。TYPE3中，在一段時間后泄壓閥也會打開，使冷卻劑通過泄壓閥和軸封同時流失。從圖5a還可看出，雖然TYPE1中堆芯開始裸露的時間較晚，但它與TYPE3中堆芯完全裸露的時間幾乎相同，TYPE2中堆芯完全裸露的時間則要晚約30 000 s。從圖5b可看出，由于上述的各種原因，在一段時間后，下腔室的水位會隨冷卻劑的流失而下降。在9 000 s左右，對于TYPE1和TYPE3，下腔室的水位突然下降至0，這是下封頭失效后，堆芯碎片和水一起噴射入堆腔的緣故。對于TYPE2，隨下封頭失效時間的推后，這一現象發生的時間也隨之推后。

圖4 一回路的冷卻劑溫度隨時間的變化

圖5 水位隨時間的變化

圖6 堆芯燃料溫度隨時間的變化

嚴重事故分析的最重要的任務是阻止堆芯的熔化和壓力容器的失效，因此對于堆芯燃料的熱工分析非常重要。

圖6中CELL-1NN代表一環區軸向1NN號單元的燃料溫度。如圖6所示，由于SG安全閥誤開啟以及反應堆停堆，燃料溫度在0 s后均出現了陡降。圖6a、c中，燃料溫度降到最低點后開始上升，而圖6b中，二次側持續的冷卻使燃料溫度維持在低溫一段時間，然后上升。圖中開始時冷卻劑淹沒堆芯，各單元與冷卻劑間傳熱很好，溫度分布均勻，之后堆芯逐漸裸露，各部分的傳熱不均勻。圖中最上層的單元溫度上升最先加快，越在下部的單元，裸露得越晚，溫度上升加快的時刻越晚。所有單元燃料溫度最終均陡降至0，這表示單元的燃料在該時刻已失效。對比3種假設的燃料溫度變化，可看出TYPE2中燃料變成碎片的時間要晚于TYPE1和TYPE3(晚約16 000 s)。最后根據分析計算得到了3種情況下的事故進程(表3)。

通過分析可看出，SG安全閥誤開啟對嚴重事故的進程有很大的影響，安注箱可較早投入使用，安注水可在事故中得到有效的應用。軸封泄漏的產生，會對一回路的壓力、堆芯處水位的變化等產生重要影響。從對嚴重事故進程的緩解效果來說，軸封泄漏對于事故后期的燃料包殼破損(提前500 s)、堆芯熔化(延后約100 s)、壓力容器的失效(延后約50 s)等的影響并不明顯。總體而言，軸封泄漏對嚴重事故進程緩解作用有限，輔助給水對嚴重事故的進程有巨大的緩解作用。

表3 全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟事故進程

4 結論

1) 由于SG安全閥誤開啟，一回路壓力在早期下降很大，安注箱能在事故早期(30 s)投入使用，安注箱中的水能得到充分利用。但安全閥誤開啟會加快二次側冷卻水的消耗，影響二次側的冷卻能力。

2) 軸封泄漏對全廠斷電嚴重事故進程中的許多參數(如一回路壓力)均有重要影響。在無輔助給水和軸封泄漏情況下，穩壓器泄壓閥在2 550 s開啟，堆芯在5 840 s裸露，燃料在7 837 s開始出現破損，壓力容器在9 576 s失效。而軸封泄漏的存在會使穩壓器泄壓閥開啟延后約3 000 s，堆芯開始裸露時間提前2 600 s，燃料包殼開始破損時間提前約500 s，壓力容器失效延后約50 s。

3) 輔助給水可維持二回路熱阱的存在，對全廠斷電嚴重事故的進程有非常大的影響，緩解作用很明顯。輔助給水的存在使穩壓器泄壓閥不用開啟，堆芯裸露時間提前約500 s，包殼開始破損時間延后約16 000 s，壓力容器失效延后約30 000 s。

結論表明，在全廠斷電嚴重事故發生后，輔助給水可將堆芯熔化等事故的發生時間大幅延后，為人為干預事故爭取更多的時間。整個計算結果對嚴重事故導則制定有著重要的意義。

參考文獻：

[1] 張亞培，田文喜，秋穗正,等. CPR1000全廠斷電事故瞬態特性分析[J]. 原子能科學技術，2011，45(9)：1 056-1 059.

ZHANG Yapei, TIAN Wenxi, QIU Suizheng, et al. Transient analyses of station blackout accident for CPR1000[J]. At Energy Sci Technol, 2011, 45(9): 1 056-1 059(in Chinese).

[2] 季松濤，張應超. 秦山核電廠小破口失水加全廠斷電事故序列的堆芯早期破壞過程分析[J]. 原子能科學技術，2000，34(增刊)：82-85.

JI Songtao, ZHANG Yingchao. Analysis of early degradation of Qinshan Nuclear Power Plant: A sequence of SBLOCA with station blackout[J]. At Energy Sci Technol, 2000, 34 (Suppl.): 82-85(in Chinese).

[3] 郎明剛,高主瑛,周志偉,等. 大亞灣核電廠全廠“斷電”事故裂變產物行為計算[J]. 核科學與工程，2002，22(4)：339-342.

LANG Minggang, GAO Zhuying, ZHOU Zhiwei, et al. Calculation of fission product behavior in a station blackout accident of Daya Bay Nuclear Power Plant[J]. Chin J Nucl Sci Eng, 2002, 22(4): 339-342(in Chinese).

[4] 陳耀東. 嚴重事故緩解措施對全廠斷電(SBO)事故進程影響分析[J]. 核科學與工程，2006，26(4):134-141.

CHEN Yaodong. Influence analysis of mitigative measures on evolution of SBO scenario[J]. Chin J Nucl Sci Eng, 2006, 26(4): 134-141(in Chinese).

[5] ATANASOVA B P, STEFANOVA A E, GROUDEV P P. VVER 1000 SBO calculations with pressuriser relief valve stuck open with ASTEC computer code[J]. Annals of Nuclear Energy, 2012, 46: 121-127.

[6] CHATTERJEE B, MUKHOPADHYAY D, LELE H G, et al. Analyses for VVER-1000/320 reactor for spectrum of break sizes along with SBO[J]. Nucl Eng Des, 2010, 37(3): 359-370.

[7] CHERUBINI M, MUELLNER N, D’AURIA F, et al. Application of an optimized AM procedure following a SBO in a VVER-1000[J]. Nucl Eng Des, 2008, 238(1): 74-80.

[8] CHANGWOOK H, SUH N, PARK G C. Optimum RCS depressurization strategy for effective severe accident management of station black out accident[J]. Nucl Eng Des, 2009, 239(11): 2 521-2 529.