船用堆全船斷電事故源項分析

王 偉，陳力生，張 帆，蔡 琦

(海軍工程大學 核能科學與工程系，湖北 武漢 430033)

目前，國內外關于船用堆嚴重事故的建模及分析，公開發表的文章較少。關于船用堆的波動管失效及相應的源項行為分析尚未見文獻報道。因此，針對船用反應堆特點，開展嚴重事故研究具有重要的意義[1]。本文利用嚴重事故分析程序MELCOR建立某型船用堆的計算模型，考慮全船斷電事故發生后穩壓器波動管破裂的可能性[2]，建立波動管失效模型，并以失效后50%和100%當量直徑的波動管破口為例，對比分析事故下放射性物質可能的釋放途徑。在密切結合全船斷電事故發展進程的基礎上，對放射性源項的釋放和遷移規律進行分析研究。

1 研究對象及模型

1.1 船用堆模型

MELCOR是由美國桑迪亞國家實驗室(SNL)為美國核管會開發的第2代改進型風險評估工具，該程序可模擬輕水堆嚴重事故的進程并評估事故源項。

本文的研究對象為典型雙環路壓水堆，穩壓器所在環路主冷卻劑系統控制體劃分如圖1所示，系統模擬蒸汽發生器、穩壓器、主冷卻劑泵和主冷卻劑管道。堆芯為雙流程結構，一回路冷卻劑首先經過一流程控制體108進行初次加熱，之后經過控制體112流入二流程控制體116，再次加熱后流出反應堆。一流程沿徑向劃分為2個同心圓，二流程沿徑向劃分為1個同心圓，兩個流程沿軸向均劃分為15層，其中堆芯活性區部分分為12層，下腔室分為3層，包括下管板和下腔室。該船用堆模型符合壓水堆嚴重事故進程和規律，模型經驗證合理。

圖1 主系統控制體節點劃分

1.2 穩壓器蠕變失效模型

核電廠全廠斷電穩壓器波動管蠕變失效的可能性較大，船用堆在全艇斷電情況下穩壓器波動管蠕變失效的研究尚未見報道。本文結合船用堆結構特點建立穩壓器波動管蠕變失效模型，對全船斷電事故發生后，穩壓器波動管是否會發生蠕變破裂進行可能性分析，同時對失效泄漏至堆艙的放射性源項進行計算。

以波動管的組成材料及所受到的應力為基礎，建立穩壓器波動管蠕變失效模型。船用堆穩壓器波動管假設采用常用材料316不銹鋼，采用Larson-Miller理論模型[3]進行計算：

σ=(piri-poro)/(ro-ri)

(1)

P=-13 320.0lgσ+54 870.0

0.0<σ<52.0

(2)

P=-64 000.0lgσ+142 000.0σ≥52.0

(3)

(4)

蠕變失效判別方程為：

(5)

Dc(t)=1時，波動管發生蠕變失效。

其中：σ為波動管管壁應力；pi、po分別為波動管管壁的內、外壓；ri、ro分別為波動管管壁的內、外徑；T為波動管管壁的平均溫度；P為參數；Dc(t)為波動管的蠕變損害系數；Δt為時間步長；tr為蠕變失效時間。

2 計算說明與初始條件

2.1 船用堆特點說明

1) 堆坑結構

核電廠堆坑與堆艙連通，相對開放。而船用堆堆坑為堆支撐裙與壓力容器圍成的密閉空間，若下封頭熔穿，放射性物質不會泄漏至堆艙。

2) 艙底機構

區別于核電廠，船用堆堆坑下部的結構材料不會采用厚重的混凝土，而是采用一定厚度的鋼板。

3) 安全閥釋放環境

核電廠安全閥開啟后，泄壓環境為安全殼。而船用堆則是直接排放至大氣環境。

4) 波動管破損影響

全船斷電事故下若波動管失效破損，則會導致部分放射性物質泄漏至堆艙。

2.2 初始條件假設

嚴重事故初始事件為滿功率運行的船用堆發生全船斷電事故，斷電發生后作以下假設：1) 反應堆停堆、主冷卻劑泵停轉；2) 穩壓器電加熱停止工作，噴霧閥失效；3) 應急冷卻系統失效；4) 蒸汽發生器完全喪失給水，汽輪機停閉；5) 高、低壓安全注射系統失效；6) 噴淋無法投入，堆艙應急排風及空調冷卻系統失效；7) 穩壓器安全閥未發生卡開失效。

3 計算結果與分析

3.1 波動管失效分析

波動管的失效模式分別為超溫失效和蠕變失效。穩壓器波動管的材料為316不銹鋼，熔點約為1 713 K，波動管管壁溫度若超過熔點，則發生超溫失效。波動管的蠕變失效判別采用式(5)所建立的蠕變失效模型進行判別。

圖2示出波動管蠕變損傷系數。圖3示出波動管管壁溫度。由圖2可看出，在事故發生后10 781.4 s，穩壓器波動管蠕變損傷系數變為1.0，波動管發生蠕變失效。由圖3可看出，穩壓器波動管發生蠕變失效時，波動管管壁溫度上升至最高溫度約為1 213.5 K，遠未達到超溫失效閾值1 713 K，故波動管不會發生超溫失效。由于波動管破口導致的泄壓冷卻，50%和100%當量直徑破口時，波動管管壁溫度分別急劇降低至約450 K和593 K，隨后管壁溫度再次上升，達到峰值后下降。

圖2 波動管蠕變損傷系數隨時間的變化

3.2 事故進程分析

全船斷電發生后，反應堆停堆，主泵停轉。堆芯余熱無法排出，導致燃料溫度和冷卻劑溫度升高，冷卻劑系統壓力也隨之上升。穩壓器安全閥在壓力整定值內啟閉，冷卻劑伴隨安全閥的啟跳而喪失。伴隨堆芯水位的下降，堆芯溫度持續上升，在2 635.5 s時包殼溫度達到1 173.15 K，包殼破損，開始氣隙釋放階段。隨溫度的進一步升高，在3 337.0 s時，堆芯最高溫度超過2 500.0 K，堆芯開始熔化，進入早期壓力容器內釋放階段。事故發生后10 781.4 s，穩壓器波動管在高溫、高壓持續作用下失效，安全閥回座。選取50%和100%當量直徑的波動管破口進行分析，隨著燃料組件的坍塌和支撐結構的失效，堆芯熔融物掉落至下腔室，形成熔融池并對下封頭直接加熱。50%和100%兩種波動管破口分別在22 094.7 s和21 920.0 s時，下封頭發生蠕變斷裂失效，堆芯熔融物進入堆坑，開始壓力容器外釋放。艙底被直接加熱，兩種破口情況分別于28 472.4 s和28 279.3 s時，艙底熔穿，計算結束。堆芯損壞源項釋放階段劃分列于表1。

圖3 波動管管壁溫度隨時間的變化

表1 源項釋放階段劃分

4 放射性源項分析

船用堆全船斷電事故發生時，有兩條源項釋放途徑：穩壓器波動管破損前，放射性物質通過穩壓器安全閥釋放到大氣環境；穩壓器波動管破損后，安全閥回座，放射性物質通過穩壓器波動管破口釋放到堆艙。兩種釋放途徑分別給公眾和船內人員帶來放射性危害。本文僅選取對人員放射性危害較大的兩類核素進行分析[4-5]，分別為以Xe為代表的惰性氣體和以CsI為代表的易揮發性裂變產物。對比分析了穩壓器波動管50%和100%當量直徑破口情況下，兩類核素的壓力容器內、外釋放以及波動管破損前、后在大氣和堆艙中的分布情況。

4.1 源項的堆芯釋放分析

1) 惰性氣體類源項釋放分析

選取Xe作為惰性氣體的代表，Xe主要以氣載狀態存在。Xe于事故發生后約3 337.0 s開始大量釋放，波動管破損前，約占堆芯累積總量23.8%的Xe從堆芯釋放出來；波動管破損后，按壓力容器內、外釋放過程分析。Xe的壓力容器內、外釋放份額示于圖4。由圖4可見：在壓力容器內釋放階段，50%當量直徑的波動管破口Xe的釋放份額接近于100%破口，計算結束時的釋放份額均為30.4%；在壓力容器外釋放階段，100%當量直徑的波動管破口Xe的壓力容器外釋放時間比50%破口提前174.7 s，計算結束時的釋放份額均為69.3%。至計算結束，50%和100%兩種波動管破口情況下，占堆芯累積總量99.7%的Xe從堆芯釋放。

2) 揮發類源項釋放分析

選取CsI作為揮發性裂變產物的代表，對其堆芯釋放過程進行分析。碘的化學性質較活潑，幾乎堆芯釋放出的所有的碘都與銫發生化合反應生成CsI，且CsI主要以氣溶膠形態存在。CsI的壓力容器內、外釋放份額示于圖5。由圖5a可知：CsI于事故發生后約3 337.0 s開始大量釋放，CsI的堆芯釋放主要發生在壓力容器內，波動管失效前，約占堆芯累積總量23.8%的CsI從堆芯釋放出來；波動管失效后，50%當量直徑的波動管破口CsI的釋放份額接近于100%破口，計算結束時，占堆芯累積總量約30.5%的CsI從堆芯釋放出來。由圖5b可知：CsI的壓力容器外釋放為零，下封頭失效后，CsI沒有二次釋放的現象發生，50%和100%兩種波動管當量直徑破口情況，占累積總量69.5%的CsI滯留于堆坑熔融物中。

圖4 Xe的壓力容器內(a)、外(b)釋放份額

圖5 CsI的壓力容器內(a)、外(b)釋放份額

4.2 源項的大氣分布分析

圖6示出波動管破損前放射性物質的大氣釋放過程。波動管破損后由于安全閥回座，大氣釋放終止，放射性物質的大氣分布份額達到最大值，Xe和CsI的分布份額分別為堆芯累積總量的22.1%和12.8%。由圖6a、b可知，Xe和CsI均于事故發生后約3 493.8 s時大氣分布份額明顯上升，比堆芯開始大量釋放的時間晚156.8 s。至波動管破損前，一回路對Xe和CsI的滯留份額分別為堆芯累積總量的1.7%和11.0%，可見，放射性物質釋放后，一回路對揮發性氣體的滯留作用較明顯。

4.3 源項的堆艙分布分析

波動管破損前，放射性物質的釋放環境為大氣，堆艙內的Xe和CsI為零。波動管破損后，穩壓器安全閥回座，大氣釋放結束，放射性物質的釋放環境為堆艙。Xe和CsI的堆艙內分布示于圖7。由圖7可見：50%當量直徑的波動管破口略低于100%破口情況堆艙內的Xe的分布份額，至計算結束，兩種破口情況Xe的堆艙內分布份額分別為堆芯累積總量的52.2%和55.7%；50%當量直徑的波動管破口與100%破口情況堆艙內的CsI的分布份額較接近，至計算結束，兩種破口情況下CsI的堆艙內分布份額均為堆芯累積總量的4.7%。至計算結束，50%和100%兩種波動管破口情況下，一回路對Xe的滯留份額分別為堆芯累積總量的21.9%和25.4%；一回路對CsI的滯留份額均為堆芯累積總量的13.0%。

圖6 Xe和CsI的大氣分布份額

圖7 Xe和CsI的堆艙內分布份額

5 結論

本文對船用堆全船斷電嚴重事故進行分析研究，重點分析艙底熔穿前的事故現象及源項行為，結論如下。

1) 船用堆全船斷電事故，波動管管壁最高溫度達1 213.5 K，不會發生超溫失效。但波動管在炙熱蒸汽和持續高壓的作用下，于事故發生后10 781.4 s發生蠕變失效。

2) 波動管100%當量直徑破口較50%破口的壓力容器外釋放過程提前174.7 s，艙底熔穿時間提前193.1 s。可見，波動管破口尺寸越大，事故發展進程越快。

3) 壓力容器內、外釋放階段，50%當量直徑的波動管破口Xe的釋放份額略接近于100%破口。至計算結束，兩種破口情況占堆芯累積總量99.7%的Xe從堆芯釋放。

4) CsI的堆芯釋放主要發生在壓力容器內。波動管失效前，約占堆芯累積總量23.8%的CsI從堆芯釋放出來；波動管失效后，50%當量直徑的波動管破口CsI的釋放份額接近于100%破口。計算結束時，占堆芯累積總量約30.5%的CsI從堆芯釋放出來。

5) 波動管失效前與失效后，放射性物質的釋放環境分別為大氣和堆艙。Xe和CsI最終釋放到大氣環境中的份額分別為堆芯累積總量的22.1%和12.8%。至計算結束，50%破口情況Xe的堆艙份額略高，50%和100%兩種破口情況下，Xe的堆艙內份額分別為堆芯累積總量的52.2%和55.7%；CsI的分布份額較接近，至計算結束，兩種破口情況下CsI的堆艙內分布份額均為堆芯累積總量的4.7%

6) 波動管失效前，一回路對Xe和CsI的滯留份額分別為堆芯累積總量的1.7%和11.0%。至計算結束，50%和100%波動管破口兩種情況下，一回路對Xe的滯留份額分別為堆芯累積總量的21.9%和25.4%；一回路對CsI的滯留份額均為堆芯累積總量的13.0%。

7) 全船斷電事故的波動管失效直接導致對大氣環境和船內人員的放射性危害。波動管破損尺寸的減小，導致失效后事故進程減慢，對船內人員的外照射危害略有提高，內照射危害相同。

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