M310核電站非能動(dòng)安全改進(jìn)措施研究

鄒 象，郎明剛

(清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084)

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M310核電站非能動(dòng)安全改進(jìn)措施研究

鄒 象，郎明剛

(清華大學(xué) 核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084)

本文利用MELCOR1.8.5程序建立了典型的M310核電站的嚴(yán)重事故模型，基于該模型設(shè)計(jì)了多種非能動(dòng)的緩解措施，針對由全廠斷電誘發(fā)的嚴(yán)重事故，模擬研究了這些非能動(dòng)安全措施的緩解效果。研究結(jié)果表明：在全廠斷電事故下，堆芯補(bǔ)水箱系統(tǒng)、堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)均能有效地投入使用，并顯著地延緩事故的發(fā)展，將核電站穩(wěn)定在一個(gè)安全的狀態(tài)，為人工干預(yù)贏得更多時(shí)間。

M310核電站；非能動(dòng)系統(tǒng)；全廠斷電；MELCOR1.8.5程序

我國目前的主流堆型幾乎都源自于法國阿海琺的M310核電站技術(shù)，如何對M310核電站進(jìn)行合理有效的改造，提高其安全性能對我國核電發(fā)展有著重要意義。

先進(jìn)輕水堆已成為了核電發(fā)展的主力堆型。改進(jìn)型和非能動(dòng)型是先進(jìn)輕水堆的兩個(gè)發(fā)展方向[1]，其安全性均達(dá)到了第3代反應(yīng)堆的要求。

其中，非能動(dòng)安全理念是利用自然循環(huán)、蓄熱、蒸發(fā)、熱傳導(dǎo)、密度差重力驅(qū)動(dòng)等一系列固有的物理規(guī)律，使得安全設(shè)備的投入及作用毋需人為的干預(yù)及外部能源，就能很好地實(shí)現(xiàn)其安全功能。非能動(dòng)安全既能使得安全設(shè)備能脫離外部能源而自主工作，又能不依賴于人為干預(yù)，使得反應(yīng)堆的安全性大幅增加[2]。

本文利用MELCOR1.8.5程序?qū)Φ湫蚆310核電站進(jìn)行建模與計(jì)算。在原電廠模型的基礎(chǔ)上加入多種非能動(dòng)緩解措施，進(jìn)行全廠斷電(SBO)事故進(jìn)程模擬計(jì)算與敏感性研究，以得到一套可緩解事故后果的非能動(dòng)措施設(shè)計(jì)方案。

1 MELCOR計(jì)算模型介紹及全廠斷電事故計(jì)算

利用MELCOR1.8.5程序[3]對典型M310核電站[4]進(jìn)行建模，模型主要由反應(yīng)堆回路、汽輪機(jī)回路和發(fā)電機(jī)回路組成。其中反應(yīng)堆回路為三環(huán)路系統(tǒng)，每個(gè)環(huán)路都有一臺蒸汽發(fā)生器和主泵，但只在一環(huán)路上設(shè)有穩(wěn)壓器。本文研究核電站的全程斷電事故序列，事故中所有的能動(dòng)設(shè)備均無法投入。

為簡化系統(tǒng)，本模型的控制體采用兩環(huán)路劃分：即一個(gè)環(huán)路帶有穩(wěn)壓器，另外兩個(gè)沒有穩(wěn)壓器的環(huán)路合并為一個(gè)環(huán)路。

1.1 MELCOR模型劃分

圖1 一回路控制體及流道模型 Fig.1 Model of control volume and flow path for primary loop

MELCOR模型[5]中，一回路控制體及流道模型如圖1所示，同時(shí)，本文著重加入非能動(dòng)安全措施，所以對安全殼各設(shè)施及空間排布也需要關(guān)心，安全殼內(nèi)各部分的控制體模型如圖2所示，各控制體名稱列于表1。

圖2 安全殼控制體模型Fig.2 Model of control volume for containment

表1 控制體名稱Table 1 Control volume name

堆芯幾何劃分如圖3所示。本模型中，將堆芯分為4環(huán)14層，由下往上進(jìn)行排序，第1、2層為下腔室，下隔板為第3層，第4到第13層為活性區(qū)，第14層為非發(fā)熱區(qū)。

圖3 堆芯幾何劃分Fig.3 Division of core geometry

1.2 計(jì)算參數(shù)

本文建立的MELCOR模型以及后續(xù)事故過程模擬計(jì)算中，所采用的典型M310核電站參數(shù)、控制信號及模型失效假設(shè)列于表2～4。

表2 計(jì)算參數(shù)Table 2 Calculation parameter

表3 主要控制信號Table 3 Primary control signal

表4 主要失效假設(shè)Table 4 Primary failure hypothesis

1.3 全廠斷電事故計(jì)算

利用MELCOR1.8.5程序?qū)Φ湫蚆310核電站模型進(jìn)行全廠斷電事故序列模擬計(jì)算。

由于電站主泵采用軸封注水設(shè)計(jì)，當(dāng)全廠斷電后，主泵開始惰轉(zhuǎn)降速，失去軸封注水，形成一回路小破口，模擬為在冷管段產(chǎn)生一直徑為25 mm的小破口[6]。事故序列列于表5。

表5 全廠斷電事故序列Table 5 Sequence of SBO

事故發(fā)生之后成功停堆，如圖4所示，由于標(biāo)高為8 m的小破口的存在，堆芯壓力和水位均迅速下降。水位降至8 m后，冷卻劑主要通過軸封注水破口以氣態(tài)流失，在一段時(shí)間內(nèi)，壓力和水位分別維持在8 MPa和8 m左右。絕大部分衰變熱都通過破口冷卻劑的流失帶走，所以堆芯水位會(huì)持續(xù)下降，但是由于破口較小，壓力主要由一回路冷卻劑溫度決定，所以依然維持在8 MPa水平，直至1.61×104s,堆芯水位下降至2.75 m,下封頭失效，壓力容器失壓。在這一過程中，唯一可能投入的安全設(shè)備為中壓安注(ACC)系統(tǒng)，而其啟動(dòng)條件為堆芯內(nèi)壓力低于4.4 MPa，故無法投入使用。

圖4 原始模型全廠斷電事故下堆芯壓力與水位的變化Fig.4 Change of pressure and water level of core for original model in SBO

從零時(shí)刻事故發(fā)生到下封頭失效歷時(shí)4.5 h，事故發(fā)展很快，全程無能動(dòng)安全設(shè)備投入。

2 非能動(dòng)系統(tǒng)模型介紹及全廠斷電事故計(jì)算

2.1 非能動(dòng)系統(tǒng)模型介紹

非能動(dòng)系統(tǒng)模型如圖5所示，在原典型M310核電站模型的基礎(chǔ)上加入了非能動(dòng)系統(tǒng)[7]：堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)。

圖5 非能動(dòng)系統(tǒng)模型Fig.5 Model of passive system

1) CMT

CMT是一種較為成熟與有效的非能動(dòng)安全系統(tǒng)，本文在原始M310模型的兩個(gè)環(huán)路中，各加入一CMT，其內(nèi)注滿了常溫水。CMT底部由直接注入管線與堆芯內(nèi)部控制體相連，頂部與冷管段通過CMT輸入管線相連，且CMT高于堆芯。

在核電站正常運(yùn)行狀態(tài)下，連接CMT和一回路的兩條管線均關(guān)閉。事故發(fā)生后，反應(yīng)堆停堆，管線閥門打開，CMT與一回路連通，其內(nèi)常溫水的密度大于堆內(nèi)的冷卻劑，并且CMT標(biāo)高高于堆芯，所以形成了一自然循環(huán)回路：CMT內(nèi)的常溫水通過直接注入管線注入堆芯，同時(shí)堆芯內(nèi)的高溫水或高溫蒸汽則通過輸入管線進(jìn)入CMT。

CMT的主要參數(shù)和控制信號列于表6、7。

表6 CMT參數(shù)Table 6 Parameter of CMT

表7 CMT控制信號Table 7 Control signal of CMT

2) 堆腔注水系統(tǒng)

堆腔注水系統(tǒng)由殼內(nèi)水箱及相關(guān)管線組成。

在安全殼內(nèi)加入一殼內(nèi)水箱，其內(nèi)裝有常溫水，且向安全殼大氣敞開，與安全殼同壓，其底部通過管線與堆腔相連。需要說明的是，殼內(nèi)水箱的容積很大，看似無法在核電站安全殼內(nèi)設(shè)立，但實(shí)際上，并不需要建立一形狀規(guī)則的殼內(nèi)水箱，可在安全殼內(nèi)合理的位置設(shè)置多個(gè)較小的水箱，將其通過管線連通，只要保證整體高度和體積滿足要求即可，在功能上是相同的。

在核電站正常運(yùn)行狀態(tài)下，管線均關(guān)閉。事故發(fā)生后，反應(yīng)堆停堆，管線閥門打開，殼內(nèi)水箱內(nèi)的水注入堆腔，通過反應(yīng)堆容器的熱構(gòu)件與冷卻劑換熱，然后通過蒸發(fā)帶走一部分衰變熱。

殼內(nèi)水箱主要參數(shù)和堆腔注水系統(tǒng)控制信號列于表8、9。

表8 殼內(nèi)水箱參數(shù)Table 8 Parameter of water storage

表9 堆腔注水系統(tǒng)控制信號Table 9 Control signal of external reactor vessel cooling system

3) 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)[8-10]由非能動(dòng)換熱器、殼內(nèi)水箱及相關(guān)管線組成。非能動(dòng)換熱器置于殼內(nèi)水箱中，由數(shù)千根換熱管組成，且高于堆芯，其底部通過直接注入管線與堆芯內(nèi)控制體相連，頂部通過輸入管線與堆芯內(nèi)控制體相連。

在核電站正常運(yùn)行狀態(tài)下，非能動(dòng)換熱器及其管線內(nèi)注滿了常溫水，且管線閥門關(guān)閉，與一回路斷開。事故下，管線閥門打開，非能動(dòng)換熱器與一回路連通，形成回路。初始時(shí)刻，非能動(dòng)換熱器內(nèi)的水密度高于堆內(nèi)冷卻劑，且標(biāo)高也高于堆芯，通過重力啟動(dòng)自然循環(huán)，之后堆芯內(nèi)的熱水由輸入管線進(jìn)入非能動(dòng)換熱器，通過熱構(gòu)件與殼內(nèi)水箱內(nèi)的常溫水進(jìn)行換熱，被降溫從而密度變大，產(chǎn)生驅(qū)動(dòng)壓頭，維持穩(wěn)定的自然循環(huán)。

非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的主要參數(shù)和控制信號列于表10、11。

2.2 全廠斷電事故計(jì)算

利用MELCOR1.8.5程序?qū)尤敕悄軇?dòng)系統(tǒng)后的電站模型進(jìn)行全廠斷電事故序列計(jì)算。事故序列列于表12。反應(yīng)堆的參數(shù)變化示于圖6～11。

事故中，如圖6、9，CMT有效地通過重力向堆芯注入冷水，堆芯內(nèi)的冷卻劑降壓至1 MPa左右，成功觸發(fā)了中壓安注的投入，使得堆芯重新淹沒；但由于ACC容積有限，20 s后ACC水空，CMT內(nèi)的水繼續(xù)注入，在較長時(shí)間內(nèi)維持了堆芯水位，保證燃料元件被淹沒。

表10 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)參數(shù)Table 10 Parameter of passive residual heat removal system

表11 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)控制信號Table 11 Control signal of passive residual heat removal system

表12 非能動(dòng)系統(tǒng)模型全廠斷電事故序列Table 12 Sequence of SBO for passive system model

圖6 堆芯水位Fig.6 Water level of core

圖7 堆腔水位Fig.7 Water level of external reactor vessel

圖8 非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)自然循環(huán)流量Fig.8 Natural circulation mass flow rate of PRHRS

圖9 堆芯壓力Fig.9 Pressure of core

圖10 非能動(dòng)換熱器導(dǎo)熱量Fig.10 Energy transport of passive heat exchanger

圖11 安全殼壓力Fig.11 Pressure of containment

同時(shí)，隨著注水系統(tǒng)的投入，堆腔內(nèi)的水通過閃蒸帶走部分衰變熱(圖7)，但這部分能量相對于衰變熱較少，因?yàn)镸310的堆腔容積較小，能注入的水較少。

如圖8，在257 s，隨著反應(yīng)堆停堆，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的管線閥門打開，并且成功地建立了穩(wěn)定的自然循環(huán)，其質(zhì)量流量約為20 kg/s。如圖10，一回路冷卻劑通過非能動(dòng)換熱器向殼內(nèi)水箱釋放了大量的熱量。直至5.11×104s，CMT內(nèi)的水排空，堆芯水位無法維持開始下降，5.90×104s冷卻劑無法再淹沒非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)管線的出入口，自然循環(huán)無法再維持。

如圖9，與原始M310模型相比，3個(gè)非能動(dòng)系統(tǒng)的投入顯著降低了堆芯內(nèi)的溫度與壓力，將壓力維持在4 MPa以下，而且很大一部分衰變熱由非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和堆腔注水系統(tǒng)帶走，這都使得冷卻劑通過破口流失的速度顯著減小，能長時(shí)間地將堆芯水位維持淹沒堆芯，保證反應(yīng)堆處于一安全穩(wěn)定的狀態(tài)。

當(dāng)下封頭失效后，殼內(nèi)水箱仍向堆腔內(nèi)注水，淹沒熔融的堆芯，并且由于殼內(nèi)水箱內(nèi)貯存有大量的水，充當(dāng)了熱阱，大幅延緩了安全殼內(nèi)壓力的升高，長時(shí)間地保證了安全殼的完整。

與原始模型相比，各特征時(shí)間點(diǎn)均有很明顯的延緩，下封頭失效推遲了74 000 s(約20.6 h)，安全殼泄漏推遲了113 000 s(約30 h)，效果非常明顯，能夠在很長一段時(shí)間內(nèi)將反應(yīng)堆維持在一安全穩(wěn)定的狀態(tài)，為人為干預(yù)提供了時(shí)間緩沖。

3 結(jié)論

利用MELCOR1.8.5程序?qū)310核電站進(jìn)行建模，在原始M310模型的基礎(chǔ)上加入了CMT系統(tǒng)、堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，并計(jì)算和對比了原始模型與改進(jìn)模型的全廠斷電事故序列。

在全廠斷電事故下，這3個(gè)非能動(dòng)系統(tǒng)均能成功地投入，并且觸發(fā)ACC。通過CMT和ACC的注入，維持住堆芯水位保證其淹沒堆芯，并對堆芯進(jìn)行降溫、降壓。同時(shí)，配合堆腔注水系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)，將大量的衰變熱帶出堆芯，顯著降低了堆芯溫度與壓力，減慢了通過主泵軸封破口的冷卻劑流失速度，將反應(yīng)堆長時(shí)間地置于一安全穩(wěn)定的狀態(tài)，顯著地延緩了事故的發(fā)展，為人工干預(yù)提供了準(zhǔn)備時(shí)間。

[1] 吳宗鑫，張作義. 先進(jìn)核能系統(tǒng)和高溫氣冷堆[M]. 1版. 北京:清華大學(xué)出版社，2004.

[2] JUHN P E, KUPITZ J, CLEVELAND J. IAEA activities on passive safety systems and overview of international development[J]. Nuclear Engineering and Design, 2000, 201: 41-59.

[3] MELCOR computer code manuals, NUREG/CR-6119[R]. USA: Sandia National Laboratories, 2000.

[4] 廣東核電培訓(xùn)中心. 900 MW壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備[M]. 北京：原子能出版社，2005.

[5] 魏瑋. 中國壓水堆核電站堆芯損傷評價(jià)研究[D]. 北京:清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院，2008.

[6] 郎明剛. 大亞灣核電廠全廠斷電事故裂變產(chǎn)物行為計(jì)算[J]. 核科學(xué)與工程，2002，22(4):339-341.

LANG Minggang. Calculation of fission product behaviour in a station blackout accident of Daya Bay Nuclear Power Plant[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2002, 22(4): 339-341(in Chinese).

[7] 林誠格. 非能動(dòng)安全先進(jìn)核電廠AP1000[M]. 1版. 北京:原子能出版社，2008.

[8] 王建偉. AP1000與M310堆型余熱排出系統(tǒng)的差異分析[J]. 核動(dòng)力工程，2009，30(6):11-14.

WANG Jianwei. Analysis of differences between residual heat removal systems in AP1000 and M310[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(6): 11-14(in Chinese).

[9] YONOMOTO T, KUKITA Y, SCHULTZ R R. Heat transfer analysis of the passive residual heat removal system in ROSA/AP600 experiments[J]. Nuclear Technology, 1998, 124(1): 18-30.

[10]袁添鴻，于雷，王川. 全廠斷電事故下AP1000非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)分析[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44(增刊):248-252.

YUAN Tianhong, YU Lei, WANG Chuan. Research on passive residual heat remove system under loss of power[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 248-252(in Chinese).

Study on Passive Safety Improvement of M310 Nuclear Power Station

ZOU Xiang, LANG Ming-gang

(InstituteofNuclearandNewEnergyTechnology,TsinghuaUniversity,Beijing100084,China)

A severe accident model of typical M310 nuclear power station with MELCOR 1.8.5 code was constructed in this paper. Based on the model, several passive safety measures were designed, and their benefits of mitigating the accident caused by station blackout (SBO) were simulated. The calculating results show that the core makeup tank system, external reactor vessel cooling system and passive residual heat removal system can operate successfully in SBO, postpone the progression of the accident markedly, stabilize the M310 nuclear power station in a safe state and gain more time for manual intervention.

M310 nuclear power station; passive system; station blackout; MELCOR1.8.5 code

2014-03-19;

2015-01-12

鄒 象(1990—)，男(仡佬族)，貴州遵義人，碩士研究生，核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)

TL333

A

1000-6931(2015)07-1184-07

10.7538/yzk.2015.49.07.1184