船用堆破口疊加全船斷電事故進程及后果研究

張 帆，陳 航，張彥招，晏 峰

（海軍工程大學核能科學與工程系，湖北武漢 430033）

船用堆破口疊加全船斷電事故進程及后果研究

張 帆，陳 航，張彥招，晏 峰

（海軍工程大學核能科學與工程系，湖北武漢 430033）

采用MELCOR程序，對船用堆破口疊加全船斷電事故進行建模計算，并對事故進程和源項釋放進行了研究。計算結果表明：若應急電源無法投入，最終將導致壓力容器下封頭失效和艙底失效；所研究事故的惰性氣體、碘釋放量均在80%以上，且釋放的I主要以CsI形式存在，滯留量大，氣載量小。事故進展快慢取決于破口當量尺寸，但氫氣的產量與堆芯溫度、堆芯殘余水量相關，與破口當量尺寸無直接關系，堆艙內發生氫爆可能性不大。本文計算結果可為應急搶修和應急決策提供技術支持。

嚴重事故；源項；核應急

船用核反應堆發生嚴重事故，可能導致芯塊熔化、堆芯坍塌、下封頭失效甚至船底熔穿、放射性物質向艙室和環境釋放，造成船用核動力系統失去動力、艙室和周圍一定范圍的環境污染，影響運行人員、公眾與環境安全。船用核動力系統作為移動的核設施，嚴重事故概率高，其核事故特點及應急救援條件與核電站有較大差別。因此，對船用核反應堆進行嚴重事故進程研究，掌握事故發展進程時間關鍵節點及后果，對制定事故緩解措施及事故應急至關重要。

目前，國內外對于核電站嚴重事故研究進展較快，迄今為止，除燃料冷卻劑相互作用、壓力容器下封頭內熔融物可冷卻性、壓力容器外熔融物可冷卻性、安全殼直接加熱等個別問題外，對嚴重事故的大部分現象和物理機理已有了較透徹的認識［1］，建立了各種物理模型，開發了大批分析程序和實驗數據庫。大多數成熟通用軟件的計算模型主要針對核電站開發，但對于船用核反應堆，尚無專用的計算軟件。因此，對于船用核反應堆，對嚴重事故進行計算分析，需對相關軟件進行二次開發。

基于此，本文采用國際通用嚴重事故一體化程序MELCOR，根據船用核動力系統堆芯及一、二回路特點，進行程序的二次開發。通過對堆芯、系統主要設備、回路建模，選取典型破口疊加全船斷電嚴重事故序列，對不同破口嚴重事故下反應堆主冷卻劑系統泄漏率、堆芯損壞后下封頭失效時的壓力、停堆至堆芯冷卻劑蒸干的時間、堆芯熔化和解體、坍塌、壓力容器失效、堆熔噴射、燃料放射性釋放和遷移等進行模擬研究［2］。

1 計算模型

1.1 系統流道及控制體劃分

要準確模擬事故后果，首先要準確模擬事故下冷卻劑的熱工、水力響應［3－4］。熱工、水力的數據為事故后果計算，如氫氣爆燃、堆芯熔化、壓力容器失效、熔融物擴散、放射性釋放及擴散等提供邊界條件，同時這些后果數據又反饋到熱工、水力模塊中，進行迭代修正計算。所以，熱工、水力的計算是MELCOR的基礎。

船用核動力裝置一回路為雙環路，為準確計算事故下核動力裝置熱工、水力響應，將主回路包括蒸汽發生器、穩壓器、主泵、主閘閥、止回閥、管道在內共劃分為36個控制體，一回路輔助系統包括安注、補水、噴淋等共劃分為11個控制體，二回路給水、蒸汽排放管道等共劃分為8個控制體，其余如壓力容器外屏蔽水箱、堆艙、堆坑、大氣、海水環境共劃分為5個控制體，共計60個控制體，控制體之間由流道連接。

由于MELCOR沒有專門的泵模型，建模時將主泵作為流道處理，并通過控制函數、表格函數模擬泵高速、低速、惰轉等動力學特性。止回閥、主閘閥等閥門亦作流道處理，并根據實際結構等參數確定摩擦、形狀阻力。通過安注過程中的積分水量控制實現安注系統水源之間的切換。建立余熱排出冷卻器、海水熱阱實現安注再循環過程。

1.2 壓力容器及堆芯網格劃分

堆芯網格劃分及計算決定事故下的堆芯熔化過程。本計算將反應堆壓力容器部分劃分為9個控制體，其中堆芯活性區1個、堆內旁通區域1個、環形下降通道1個、下腔室1個、下支撐板區域1個、壓緊組件區域1個、上腔室2個、上部環形區域1個。這樣的控制體劃分可在較為準確的熱工水力模擬基礎上減少因控制體流道增加帶來的計算量，也可減少因模型局限性而帶來的計算失真（如液相懸空等）。

圖1 壓力容器堆芯部分節塊劃分Fig.1 Core node in pressure vessel

建立壓力容器控制體間的流道時，考慮了堆芯旁流、上頂蓋冷卻流、出口接管旁流等堆內的流量分配，并根據堆內結構及設計參數調整各種阻力系數，最終使流量分配與反應堆實際相符。堆芯活性區徑向劃分為7圈，軸向劃分為12層，并通過指定各節塊徑向功率因子和軸向功率因子確定衰變熱分布。壓力容器堆芯部分節塊劃分示于圖1。

1.3 計算參數設置

MELCOR計算的相關參數設置列于表1。

表1 MELCOR相關參數設置Table 1 Main parameters setting in MELCOR

2 程序驗證

由于嚴重事故很難驗證，因此本計算采用部分驗證方法：即首先進行穩態設計參數驗證，然后參照安全分析報告對設計基準事故進行部分驗證，若符合較好，則可部分驗證已調用計算模塊的準確性。

2.1 穩態驗證

利用MELCOR計算了反應堆穩態運行參數，并與實際運行參數進行了比對，比對結果列于表2。由表2可見，計算結果與實際運行參數符合較好。

表2 穩態參數比對Table 2 Comparison of stable state parameters

2.2 設計基準事故驗證

參照該反應堆最終安全分析報告提供的設計基準事故進行了計算比較，本文僅選擇失水事故進行部分比對。具體參數比較結果列于表3。由表3可見，計算結果與安全分析（安分）報告符合較好，驗證了計算模塊的準確性。

表3 失水事故主要計算結果比較Table 3 Comparison of main results of LOCA

3 計算結果及分析

3.1 計算結果

選取船用堆破口疊加全船斷電事故進行計算，事故發生后應急電源無法投入［6－7］。計算時冷管段破口當量直徑分別選取為1.86%DMAIN、3.72%DMAIN、5.58%DMAIN、9.29%DMAIN、14.87%DMAIN、18.59%DMAIN、29.74%DMAIN、 37.17%DMAIN、100%DMAIN。事故主要輸入參數及假設列于表4，事故進程列于表5。

從表5的事故進程可看出，隨著破口尺寸（1.86%DMAIN破口除外）的增加，壓力容器失效時間縮短，艙底失效時間縮短，事故進程更快。這是因為破口尺寸越大，堆芯完全裸露時間越短，堆芯內燃料元件越早開始熔化、坍塌，壓力容器失效時間也越短。1.86%DMAIN當量直徑破口時，由于壓力容器泄壓緩慢，將導致穩壓器安全閥起跳卡開，其事故規律與其余破口不同。不同破口尺寸下的艙底失效進程示于圖2。由圖2可見：除1.86%DMAIN當量直徑破口外，其余事故隨破口當量直徑的增大，壓力容器下封頭失效時間、艙底失效時間縮短；而1.86%DMAIN當量直徑破口事故，由于破口極小，壓力容器泄壓緩慢，事故導致高壓熔堆，事故進程反而較3.72%DMAIN當量直徑破口事故快。

表4 事故主要輸入參數及假設Table 4 Main input parameter and hypothesis of accident

表5 破口疊加全船斷電事故進程Table 5 Process of combination of LOCA and blackout accident

圖2 艙底失效進程Fig.2 Process of cabin bottom rupture

事故下氫氣的產量不僅與堆芯溫度相關，也與堆芯殘余水量相關，對于大破口事故，由于破口流量較大，堆芯迅速裸露，沒有足夠多的水或水蒸氣參與鋯水反應，產氫量反而不如破口較小的事故。不同破口尺寸下的產氫量示于圖3。由圖3可見，產氫量介于堆芯最大產氫量mmaxH2的31%～46.5%之間。

圖3 不同破口尺寸下的產氫量Fig.3 H2production under different breaks

3.2 后果分析

1）放射性后果分析

事故下釋放至堆艙的放射性核素［8］的份額列于表6。由計算可知，對于當量直徑為1.86%DMAIN～100%DMAIN的破口事故，I釋放量為堆芯累積總量的80%以上，釋放的I幾乎全部以CsI形式存在，經在壓力容器、一回路管道、設備中滯留后，其中30%左右CsI釋放至堆艙，但大量滯留、吸附在堆艙艙底水中、堆艙設備表面，最終存在于堆艙氣載的不足1%；惰性氣體釋放量為堆芯累積總量的80%左右，全部釋放至堆艙大氣中，幾乎無滯留。

對于當量直徑為1.86%DMAIN的事故，由于事故導致安全閥起跳，大部分放射性物質釋放至環境，僅有27.5%的惰性氣體和不到1%的I［9］釋放至堆艙大氣中。

2）堆艙氫氣燃燒、爆炸的可能性分析［2］

堆艙內氫氣燃燒時氫氣、氧氣的摩爾份額閾值分別為0.1、0.05，氫氣爆炸時氫氣、氧氣、水蒸氣的摩爾份額閾值分別為0.14、0.09、0.3。

從目前的計算可知，破口導致的嚴重事故，堆艙內會有大量水蒸氣，水蒸氣的摩爾份額遠大于0.3，因此堆艙內不會有氫氣爆炸的可能。但氫氣會在堆艙內燃燒，燃燒產生壓力波，會使堆艙內出現壓力峰，但均不會超過堆艙設計壓力，即堆艙不會因為氫氣燃燒導致結構損壞。

表6 事故下堆艙內放射性核素的份額Table 6 Radionuclide fraction in reactor cabin under accident

3）計算結果的不確定性分析

由于嚴重事故過程復雜，有些過程的機理性研究還不夠充分，某些過程采用的是半機理、半經驗的處理方式［4］。對于某些經驗公式中的部分不確定的參數，程序給出了推薦值，當改變這些推薦值時，會導致事故序列的時間誤差，但對于事故結論沒有改變，對放射性后果的誤差也不大，基本在2%以內。通過多次敏感性分析及參照核電站計算結果，對不確定的參數選擇推薦值。以上結論均是在推薦值的基礎上得到的。以上嚴重事故過程合理，相關參數變化符合物理規律，結果可信。

4 結論

1）破口疊加全船斷電事故會導致壓力容器失效、艙底失效，事故時間進程快慢與破口當量直徑有關。

2）堆芯內氫氣的產量不僅取決于溫度，還取決于堆芯殘余水量，當破口達到一定程度時，產氫量反而減少。

3）堆艙內不會發生氫爆，但會發生氫氣燃燒。

4）氫氣燃燒產生的壓力脈沖不會導致堆艙壓力超過設計壓力。

5）壓力容器下封頭失效后，可能導致艙底堆坑內氧氣進入壓力容器，引發壓力容器內氫氣燃燒。

6）從事故放射性后果分析，對于破口事故，I釋放量為堆芯累積總量的80%以上，釋放的I幾乎全部以CsI形式存在，若安全閥未起跳，大部分將沉降在堆艙水中或滯留在一回路管道、設備中，最終存在于堆艙氣載的不足1%。

7）從事故放射性后果分析，對于破口事故，惰性氣體釋放量為堆芯累積總量的80%以上，若安全閥未起跳，將全部釋放至堆艙內，幾乎無滯留。

［1］ 劉寶亭，任俊生，王榮忠，等.翻版改進型核電站嚴重事故對策的初步研究［C］∥21世紀初輻射防護論壇第三次會議暨21世紀初核安全論壇第一次會議論文集.［出版地不詳］：［出版者不詳］，2004：35-43.

［2］ MELCOR computer code manuals，Vo1.1：Primer and users guides［R］.US：Sandia National Laboratories，2000.

［3］ 朱繼洲.核反應堆安全分析［M］.西安：西安交通大學出版社；北京：原子能出版社，2004：62，96-101.

［4］ 濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策［M］.北京：原子能出版社，1995：104-112.

［5］ Fuel cladding failure criteria，EUR 19256EN［R］.Brussels：European Commission，1999.

［6］ 張龍飛，張大發，徐金良.壓水堆大破口失水事故高壓安注的緩解能力研究［J］.核動力工程，2008，29（4）：108-111.

ZHANG Longfei，ZHANG Dafa，XU Jinliang.Study on mitigating capability of high-pressure safety injection for large break LOCA in PWR［J］.Nuclear Power Engineering，2008，29（4）：108-111（in Chinese）.

［7］ 齊盼進，肖岷，孫吉良，等.大亞灣核電站全廠斷電誘發的嚴重事故過程研究［J］.核動力工程，2005，26（6）：55-57.

QI Panjin，XIAO Min，SUN Jiliang，et al.Study of station blackout caused severe accident process in Daya Bay Nuclear Power Station［J］.Nuclear Power Engineering，2005，26（6）：55-57（in Chinese）.

［8］ SOFFER L，BURSON S B，FERRELL C M，et al.Accident source terms for light-water nuclear power plants，NUREG-1465［R］.US：Nuclear Regulatory Commission，1995.

［9］ 黃高峰，佟立麗，鄧堅，等.核電廠大破口失水事故始發嚴重事故的源項研究［J］.原子能科學技術，2009，43（7）：609-615.

HUANG Gaofeng，TONG Lili，DENG Jian，et al.Source term in severe accident induced by large break loss of coolant accident for nuclear power plant［J］.Atomic Energy Science and Technology，2009，43（7）：609-615（in Chinese）.

Accident Process and Consequence Research for LOCA Combining with Blackout Accident of Ship Reactor

ZHANG Fan，CHEN Hang，ZHANG Yan-zhao，YAN Feng
（Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China）

Using MELCOR code，the combination of LOCA and blackout accident of ship reactor was modeled and calculated，and the accident process and source term release were researched.The results show that the accident leads to lower head of pressure vessel and bilge creep-rupture finally without emergency power.The release fraction of inert gases and iodine are above 80%，the main form of iodine is CsI with great deposit and less airborne fraction.The accident process is decided by the equivalent diameter of break size.The production of H2is decided by core temperature and water remaining in the core，but has nothing to do with equivalent diameter of break size.The probability of H2detonation is unlikely to occur.The results can provide technical support for emergency maintenance and emergency decision-making.

serious accident；source term；nuclear emergency

TL334

：A

：1000-6931（2015）01-0115-06

10.7538／yzk.2015.49.01.0115

2013-10-29；

2014-04-20

國家自然科學基金資助項目（11075212）

張 帆（1969—），女，湖北武漢人，副教授，博士，從事反應堆安全分析研究