二代改進型核電廠嚴(yán)重事故下一回路卸壓時機敏感性研究

種毅敏，楊志義，石雪垚，張佳佳，李 春，倪 曼，徐雨婷

（1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京100082；2.中國核電工程有限公司，北京100840）

高壓熔堆可能導(dǎo)致的高壓熔融物噴射（HPME）和安全殼直接加熱（DCH）是嚴(yán)重事故下威脅安全殼完整性的重要現(xiàn)象，一回路卸壓是目前防止高壓熔堆發(fā)生的主要手段，一回路壓力處于低壓狀態(tài)，便于實施一回路注水，實現(xiàn)堆芯余熱的帶出，從而緩解嚴(yán)重事故的后果。因此，一回路卸壓是嚴(yán)重事故管理的重要內(nèi)容［1-3］。

福島核事故后，為提升國內(nèi)核電廠嚴(yán)重事故的應(yīng)對能力，在核安全監(jiān)管當(dāng)局的要求下，所有核電廠均編制了嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）［4］。然而，在國內(nèi)二代改進型核電廠的SAMG中，不同核電廠對一回路卸壓的實施時機規(guī)定并不相同。為研究不同卸壓時機對緩解嚴(yán)重事故效果的影響，本文基于典型二代改進型核電廠SAMG演練工況，使用一體化計算程序MAAP4進行了敏感性分析。相關(guān)結(jié)果表明，在進入SAMG后盡快實施一回路卸壓，對于緩解嚴(yán)重事故有更好的效果，相關(guān)結(jié)論為同類型核電廠SAMG的編制有重要的借鑒意義。

1 SAMG中對一回路卸壓的規(guī)定

三哩島核事故后，為滿足美國核管會（NRC）關(guān)于嚴(yán)重事故管理的要求［5］，西屋公司于1994年完成了通用的WOG SAMG，每個核電廠可以在此基礎(chǔ)上開發(fā)特定電廠的SAMG［6］，WOG SAMG框架后來成為世界范圍內(nèi)應(yīng)用最為廣泛的SAMG。如圖1所示，導(dǎo)則包括主控室使用部分和技術(shù)支持中心（TSC）使用部分。主控室使用部分包括TSC人員未到位時的初始響應(yīng)導(dǎo)則（SACRG-1）和TSC人員到位后的處理導(dǎo)則（SACRG-2）。TSC使用部分則包括初始階段嚴(yán)重事故的診斷（DFC）和處理導(dǎo)則（SAG）、安全屏障受到嚴(yán)重威脅時的診斷（SCST）和處理導(dǎo)則（SCG）、嚴(yán)重事故緩解后的長期監(jiān)督和出口導(dǎo)則（SAEG）3個部分。由于壓水堆核電廠嚴(yán)重事故現(xiàn)象和措施基本類似，WOG SAMG已經(jīng)被國際壓水堆核電廠所廣泛采用，包括CANDU［7］、VVER［8］、AP1000等，經(jīng)適用性分析，國內(nèi)二代改進型核電廠SAMG開發(fā)時也基于WOG SAMG框架。

SAMG中對一回路卸壓的規(guī)定主要在SACRG-1和DFC中，SACRG-1主要應(yīng)對一些發(fā)展進程較快的事故，在TSC就位之前實施這些操作以避免事故的進一步惡化，一旦主控室根據(jù)SACRG-1檢測到TSC就位，則不再執(zhí)行此導(dǎo)則。TSC根據(jù)DFC的參數(shù)實施嚴(yán)重事故的診斷，根據(jù)整定值判斷進入不同的處理導(dǎo)則（SAG），不同處理導(dǎo)則的次序根據(jù)重要度排序，進入一回路卸壓處理導(dǎo)則的診斷參數(shù)為一回路壓力。

圖1 WOG SAMG的構(gòu)成與實施流程Fig.1 The structure and process of WOG SAMG

2 方家山核電廠SAMG演練場景

方家山核電廠為我國典型的二代改進型核電廠，SAMG中SACRG-1及DFC對一回路卸壓的規(guī)定如表1和圖2所示。

表1 方家山核電廠SAMG SACRG-1中一回路卸壓策略Table 1 RCS depressurization strategy in Fangjiashan NPP SAMG SACRG-1

圖2 方家山核電廠SAMG DFC中一回路卸壓策略Fig.2 RCS depressurization strategy in Fangjiashan NPP SAMG DFC

表2 方家山核電廠SAMG演習(xí)場景事故進程Table 2 The SAMG drill scenario in Fangjiashan NPP

在方家山核電廠SAMG實際演練中，事故情景為地震導(dǎo)致全廠斷電，汽動輔助給水泵啟動失效，堆芯熱量無法導(dǎo)出而導(dǎo)致嚴(yán)重事故，事故進程如表2所示。由于演習(xí)時TSC已就位，SACRG-1執(zhí)行到第4步即執(zhí)行SAG，SAG-1向蒸汽發(fā)生器注水的失敗，再執(zhí)行SAG-2對一回路卸壓，從進入SAMG到最終執(zhí)行對一回路卸壓動作延遲了40min，一回路卸壓較晚，導(dǎo)致注水恢復(fù)時堆芯已部分熔化至下封頭，不能保持堆芯可冷卻幾何形狀（計算工況4），最終可能造成反應(yīng)堆壓力容器（RPV）的失效。

在有些二代改進型核電廠中，為盡早的實現(xiàn)卸壓，在SACRG-1中將一回路卸壓操作置于TSC就位步驟之前，在DFC中將一回路卸壓導(dǎo)則作為SAG-1。根據(jù)核電廠SAMG實際演練情況，這樣可以實現(xiàn)電廠進入SAMG后0～10min內(nèi)實現(xiàn)降壓，如果SACRG-1中未能執(zhí)行此操作，將一回路卸壓導(dǎo)則作為SAG-1，也可實現(xiàn)進入SAMG后30min完成一回路降壓操作（表2）。本文通過計算分析，比較了上述幾種不同卸壓時機對事故緩解效果的影響。

3 一回路卸壓時機敏感性分析

3.1 工況選取

為了對演習(xí)場景中的事故進程進行驗證，同時對一回路執(zhí)行卸壓操作進行敏感性分析，本文根據(jù)進入SAMG后不同時刻進行卸壓操作，選取了以下4個工況進行分析，這4個工況的事故初始假設(shè)均與演習(xí)場景中的一致，其中工況4為演習(xí)場景的事故序列。

工況1：進入SAMG后立即執(zhí)行一回路卸壓（SACRG-1中立即操作）；

工況2：進入SAMG后延遲10min執(zhí)行一回路卸壓（SACRG-1中保守考慮一定延遲后操作）；

工況3：進入SAMG后延遲30min執(zhí)行一回路卸壓（作為SAG-1操作）；

工況4：進入SAMG后延遲40min執(zhí)行一回路卸壓（實際演習(xí)場景）。

表3 4種計算工況的事故進程Table 3 The accident process of 4simulation conditions

3.2 分析方法與假設(shè)

本文計算采用嚴(yán)重事故一體化分析程序MAAP4，該程序由美國電力研究院（EPRI）資助開發(fā)的專門用于核電廠嚴(yán)重事故計算的程序，包含了壓水堆核電廠在假想的嚴(yán)重事故期間可能發(fā)生的許多重要的熱工水力現(xiàn)象和裂變產(chǎn)物現(xiàn)象的模型。可以模擬的現(xiàn)象包括一回路的熱工水力、燃料包殼和水反應(yīng)、堆芯升溫／熔化／遷移、安全殼熱工行為、熔融堆芯-混凝土相互作用、氫氣燃燒、裂變產(chǎn)物釋放／輸運／沉降等。MAAP程序是國際上最為通用的嚴(yán)重事故計算程序之一，可以有效模擬一回路卸壓和注水對堆芯冷卻的影響。

本次計算中假設(shè)：

（1）方家山核電廠演練中從進入SAMG到執(zhí)行一回路卸壓延遲40min，考慮到導(dǎo)則的執(zhí)行流程和電廠管理流程，這一延遲時間是合理的。

（2）計算分析只模擬到實施SAG-3一回路注水處理導(dǎo)則，對之后的事故進程，如放射性釋放和安全殼響應(yīng)等沒有進一步分析。

3.3 計算結(jié)果

表3給出了4種不同計算工況的重要事故現(xiàn)象時間節(jié)點。

圖3～圖6分別給出了以上4個工況堆芯出口溫度、壓力容器水位、安注箱注入流量、堆芯熔融物質(zhì)量的變化曲線。由計算結(jié)果可以看出：

工況1在事故后126min進入SAMG后立即開始卸壓，安注箱經(jīng)過一段時間間歇注入后在165min淹沒堆芯，堆芯出口溫度開始下降，由于沒有持續(xù)注入冷卻水，在210min上升至350℃以上。

工況2在126min進入SAMG后，136min開始卸壓，145.4min安注箱開始注入，但由于此時堆芯過熱，對過熱堆芯注水產(chǎn)生大量水蒸氣，造成一回路壓力與安注箱壓力交替下降，安注箱間歇注入，持續(xù)時間較長，并且在這個過程中堆芯一直沒有被完全淹沒（此現(xiàn)象有一定的不確定性，并非在這個時刻卸壓一定無法完全淹沒堆芯），堆芯出口溫度大部分時間保持在350℃以上，整個過程中堆芯熔融物質(zhì)量沒有上升。

工況3在126min進入SAMG后，156min開始卸壓，164min安注箱開始注入，在176min完全淹沒堆芯，完全淹沒堆芯后，堆芯出口溫度下降，由于沒有持續(xù)的冷卻水注入，在250min上升至350℃。整個過程中堆芯熔融物質(zhì)量在緩慢上升。

對于方家山核電廠嚴(yán)重事故場景中的事故序列（工況4），在166min（延遲40min）開啟卸壓后，部分堆芯熔融物跌落至下封頭，堆芯熔融池逐漸形成（圖6），由于堆芯熔融物對下封頭的加熱以及沒有持續(xù)的水注入，壓力容器在事故后209min失效。從計算結(jié)果看出，方家山核電廠SAMG演練場景中延遲40min對一回路卸壓和注水，不利于實現(xiàn)對堆芯的冷卻。

3.4 結(jié)果分析

從卸壓時機來看，對于目前方家山核電廠SAMG演練的工況，延遲40min卸壓由于堆芯已經(jīng)形成熔池，繼續(xù)執(zhí)行一回路卸壓和注水操作不能實現(xiàn)堆芯的冷卻，導(dǎo)致這一后果的原因是從進入SAMG到執(zhí)行SAG-2卸壓時間間隔太久。根據(jù)工況1～工況3的計算結(jié)果，適當(dāng)?shù)恼{(diào)整一回路卸壓處理導(dǎo)則的次序，使卸壓操作的時間提前，可以實現(xiàn)堆芯冷卻，達(dá)到阻止嚴(yán)重事故進程的目的，而且卸壓操作時間越早，對事故進程緩解越有利。

綜上所述，結(jié)合方家山核電廠SAMG現(xiàn)場演練的場景和計算結(jié)果，對方家山SAMG提出了以下建議：

圖3 堆芯出口溫度隨時間變化曲線Fig.3 The temperature at core outlet

（1）調(diào)整一回路卸壓操作的時間，保證進入SAMG后盡快實現(xiàn)一回路卸壓；

圖4 壓力容器水位隨時間變化曲線Fig.4 The water level in reactor pressure vessel

（2）針對不同嚴(yán)重事故工況，建議對SAG-1和SAG-2執(zhí)行順序進行敏感性分析，合理配置。

圖5 安注箱流量隨時間變化曲線Fig.5 The water flow of the accumulator

圖6 堆芯熔融物質(zhì)量隨時間變化曲線Fig.6 The mass of molten core

4 總結(jié)

國內(nèi)二代改進型核電廠一回路卸壓是嚴(yán)重事故緩解的重要手段，在方家山核電廠SAMG實際演練中，一回路卸壓時間相對較晚，經(jīng)分析發(fā)現(xiàn)可能導(dǎo)致不能實現(xiàn)堆芯冷卻和終止堆芯的繼續(xù)惡化。本文分析了不同卸壓時機對于事故進程的影響，使用一體化嚴(yán)重事故分析程序，分別計算了進入SAMG后立即卸壓、延遲10min卸壓和延遲30min卸壓對堆芯狀態(tài)的影響、堆芯溫度的變化情況，以及向一回路注水的效果。經(jīng)過分析比較，建議對方家山核電廠SAMG進行一定調(diào)整，以便實現(xiàn)一回路的盡快卸壓，保證在堆芯保持較完整幾何形狀前進行注水，實現(xiàn)堆芯的冷卻。

本文相關(guān)分析結(jié)果可為相同類型核電廠SAMG開發(fā)過程提供一定的參考，具有重要的借鑒意義。

［1］ USNRC，“Severe Accident Risks：An Assessment for Five U.S.Nuclear Plants”，NUREG-1150，F(xiàn)inal Report，December 1990.

［2］ OECD，“Status of Direct Containment Heating in CSNI Member Countries”，CSNI Report 153，March 1989.

［3］ B De Boeck，Prevention and mitigation measures to ensure containment integrity，Nuclear Engineering and Design，209，Issues 1-3，2001，Pages 147-154.

［4］ 國家核安全局，國家發(fā)展改革委，財政部，等.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)，2012.

［5］ USNRC，“Severe Accident Issue Closure Guidelines”，NEI 91-04，Rev 1，December 1994.

［6］ Westinghouse，WOG SAMG.1994.

［7］ Nguyen T，Jaitly R，Dinnie K，et al.Development of severe accident management guidance（SAMG）for the Canadian CANDU 6nuclear power plants［J］.Nuclear Engineering and Design，2008，238（4）：1093-1099.

［8］ Khabensky V B，Granovsky V S，Bechta S V，et al.Severe accident management concept of the VVER-1000and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher［J］.Nuclear Engineering and Technology，2009，41（5）：561-574.