大功率非能動(dòng)壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發(fā)嚴(yán)重事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，高新力，畢金生，張春明

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

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大功率非能動(dòng)壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發(fā)嚴(yán)重事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，高新力，畢金生，張春明

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082)

應(yīng)用MELCOR 2.1程序，建立了大功率非能動(dòng)壓水堆核電廠主要回路系統(tǒng)及安全殼的熱工水力模型，并以直接注水管線破口疊加內(nèi)置換料水箱失效觸發(fā)嚴(yán)重事故為對(duì)象進(jìn)行了獨(dú)立計(jì)算。計(jì)算結(jié)果與MAAP 4.04程序計(jì)算結(jié)果趨勢(shì)一致，分析表明：MELCOR 2.1新版本對(duì)嚴(yán)重事故計(jì)算合理可信；部分非能動(dòng)安全設(shè)施的啟動(dòng)有效地降低了主回路系統(tǒng)壓力，防止高壓熔堆，緩解了堆芯熔化進(jìn)程，從而驗(yàn)證了非能動(dòng)安全設(shè)施的有效性。

MELCOR；嚴(yán)重事故；DVI；IRWST；大功率非能動(dòng)壓水堆

大功率非能動(dòng)壓水堆核電廠初步設(shè)計(jì)是在AP1000技術(shù)引進(jìn)消化吸收基礎(chǔ)上，結(jié)合AP1000依托項(xiàng)目和自主化設(shè)計(jì)項(xiàng)目的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)進(jìn)行再創(chuàng)新，在AP1000基礎(chǔ)上提升了功率，并對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施、主要核島輔助系統(tǒng)和主設(shè)備以及核島廠房布置等進(jìn)行了重新設(shè)計(jì)和系統(tǒng)性的優(yōu)化，進(jìn)一步提高了核電廠的安全性和經(jīng)濟(jì)性。

根據(jù)AP1000最終安全評(píng)價(jià)報(bào)告(FSER)及近幾年相關(guān)研究，在導(dǎo)致堆芯損壞的事故序列中，直接注水管線(DVI)之一出現(xiàn)破口疊加內(nèi)置換料水箱(IRWST)注入失效事故對(duì)堆芯損毀貢獻(xiàn)最大。[1-4]因此，根據(jù)中破口和小破口劃分依據(jù)，即破口面積低于主管道截面積2%的破口面積作為小破口，選取了大功率非能動(dòng)壓水堆核電廠DVI管5.08cm小破口疊加IRWST失效觸發(fā)嚴(yán)重事故為研究對(duì)象。國(guó)內(nèi)首次采用美國(guó)NRC授權(quán)的MELCOR 2.1.4206程序在SNAP(Symbolic Nuclear Analysis Package)平臺(tái)建立系統(tǒng)模型，計(jì)算分析了事故序列和計(jì)算結(jié)果，總體驗(yàn)證了嚴(yán)重事故模型的穩(wěn)定性和安全設(shè)施的可靠性。

1 嚴(yán)重事故計(jì)算分析軟件介紹

嚴(yán)重事故的計(jì)算分析軟件MELCOR為美國(guó)桑地亞國(guó)立實(shí)驗(yàn)室(SNL)為美國(guó)核管會(huì)(NRC)開發(fā)的第二代系統(tǒng)性程序，該程序主要用于模擬輕水反應(yīng)堆事故進(jìn)程分析[5]。針對(duì)壓水堆和沸水堆核電廠，MELCOR程序都能對(duì)其嚴(yán)重事故現(xiàn)象進(jìn)行分析。本次使用的是NRC技術(shù)轉(zhuǎn)讓于核與輻射安全中心的MELCOR 2.1.4206程序版本，其包括裂變產(chǎn)物源項(xiàng)和其敏感性與不確定性的評(píng)價(jià)。

SNAP是由NRC資助開發(fā)的圖形化分析程序包，用于創(chuàng)建和編輯工程分析軟件的輸入、提交計(jì)算申請(qǐng)、過程監(jiān)視以及程序之間的相互調(diào)用[6]。該程序目前可以支持CONTAIN、COBRA、FRAPCON-3、MELCOR、PARCS、RELAP5、RELAP3D和TRACE等分析程序。SNAP提供便捷的模型選擇，水力部件、熱構(gòu)件、控制部件都有專門的模塊進(jìn)行模擬，可提供便捷的節(jié)點(diǎn)劃分功能，并且方便地展示計(jì)算結(jié)果。該程序可以大大簡(jiǎn)化程序人員的輸入操作，其友好的用戶界面和方便操作流程更便于計(jì)算過程監(jiān)視和結(jié)果分析，提高了事故分析的效率。SNAP程序在美國(guó)等核電發(fā)達(dá)國(guó)家已逐漸開始應(yīng)用，但在我國(guó)的核電設(shè)計(jì)和安全審評(píng)中鮮有應(yīng)用。

本次計(jì)算使用SNAP程序鏈接MELCOR程序共同完成，SNAP負(fù)責(zé)圖形化模型建立和結(jié)果可視化處理，MELCOR程序用于嚴(yán)重事故的計(jì)算。

2 計(jì)算模型

如圖1所示，利用SNAP圖形化建立了大功率非能動(dòng)壓水堆核電廠一、二回路系統(tǒng)模型和專設(shè)安全設(shè)施模型。其中，一回路主要包括壓力容器、兩臺(tái)蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、穩(wěn)壓器波動(dòng)管、四臺(tái)主泵、四條冷管段、兩條熱管段。二回路系統(tǒng)包括主給水系統(tǒng)、啟動(dòng)給水系統(tǒng)、主蒸汽隔離閥、蒸汽發(fā)生器安全閥、汽輪機(jī)等。專設(shè)安全設(shè)施模型包括兩臺(tái)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、兩臺(tái)安注箱(ACC)、兩條IRWST重力注射管線、兩條再循環(huán)管線、兩條堆腔淹沒管線、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)(ADS)第1級(jí)至第4級(jí)閥門、非能動(dòng)余熱排出(PRHR)系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)等。

圖1 SNAP圖形化系統(tǒng)建模Fig.1 Symbolic Nodalization of the Systems with SNAP

下腔室和堆芯燃料組件節(jié)點(diǎn)劃分如圖2所示。堆芯及下腔室在軸向上分成15層節(jié)點(diǎn)，其中下腔室占1層節(jié)點(diǎn)，堆芯支撐板1層節(jié)點(diǎn)，活性區(qū)為11層，燃料元件的上下管座各占1層；徑向共分成7環(huán)，分別包含燃料組件5個(gè)、16個(gè)、24個(gè)、32個(gè)、32個(gè)、40個(gè)、44個(gè)。

圖2 堆芯軸向和徑向節(jié)塊劃分Fig.2 Nodalization of Ring & Axial Direction

安全殼節(jié)點(diǎn)劃分詳見圖3，共包含12個(gè)控制容積和30個(gè)流道，由蒸汽發(fā)生器(SG)隔間(兩個(gè)控制體)、CMT隔間、堆腔、IRWST、上部隔間、非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)(PXS)隔間(兩個(gè)控制體)、化容系統(tǒng)隔間、PCS穹頂、壓力容器外冷卻通道(兩個(gè)控制容積)組成。

圖3 安全殼節(jié)塊劃分Fig.3 Nodalization of Containment

3 事故假設(shè)

事故緩解措施失效假設(shè)如表1所示，事故始發(fā)時(shí)反應(yīng)堆100%額定功率下穩(wěn)態(tài)運(yùn)行。DVI管線在0s發(fā)生5.08 cm小破口，PRHR啟動(dòng)失效；在“S”信號(hào)發(fā)出后延遲5 s，其中一臺(tái)CMT啟動(dòng)，通過非破口DVI管線將冷卻水注入堆芯，同時(shí)主泵停轉(zhuǎn)；在CMT液位及主回路壓力降低到ADS1～4級(jí)閥門開啟閾值時(shí)，閥門正常開啟；IRWST重力注射管線和再循環(huán)管線啟動(dòng)失效。

表1 事故緩解措施失效假設(shè)Table 1 Failure Assumption of Accident Mitigating Measurements

4 程序計(jì)算與結(jié)果討論

首先，對(duì)模型進(jìn)行穩(wěn)態(tài)調(diào)試，主要針對(duì)主回路和二回路關(guān)鍵參數(shù)，如反應(yīng)堆功率、主回路壓力、穩(wěn)壓器水位和二回路蒸汽流量等。穩(wěn)態(tài)值都能夠很好地與設(shè)計(jì)值相吻合，其中，穩(wěn)態(tài)值參數(shù)誤差在1%以內(nèi)，滿足程序模擬偏差范圍。

4.1 事故序列對(duì)比

由于MAAP程序主回路系統(tǒng)控制體固化，不需要程序使用者進(jìn)行更細(xì)層次的控制體劃分；而MELCOR控制體劃分則依賴于程序使用者的使用經(jīng)驗(yàn)，因此控制體的劃分存在一定差異，但對(duì)通過對(duì)回路參數(shù)分析發(fā)現(xiàn)影響較小。

如表2所示，通過對(duì)比事故序列得知：關(guān)鍵的事故現(xiàn)象出現(xiàn)的先后次序基本一致，發(fā)生時(shí)間略有差異。如圖4～圖5所示，隨著主回路系統(tǒng)(RCS)壓力下降，一列CMT開啟，對(duì)堆芯進(jìn)行安注。計(jì)算結(jié)果中安全設(shè)施ADS的啟動(dòng)略晚于MAAP的計(jì)算結(jié)果，導(dǎo)致堆芯熔化和熔融物開始向反應(yīng)堆下腔室遷移的時(shí)間略早于MAAP計(jì)算結(jié)果。由設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故進(jìn)入嚴(yán)重事故序列后，程序計(jì)算結(jié)果依賴于現(xiàn)象采用的模型和關(guān)系式，計(jì)算結(jié)果存在較大的不確定性。

表2 事故進(jìn)程對(duì)比Table 2 Comparison of Accident Scenarios

圖4 RCS壓力Fig.4 RCS Pressure

圖5 CMT液體質(zhì)量Fig.5 CMT Liquid Mass

4.2 結(jié)果分析

4.2.1 破口噴放分析

圖6 破口質(zhì)量釋放Fig.6 Mass Release from Break

如圖6所示，破口發(fā)生后，大量液相冷卻劑從破口處噴放，隨后是兩相噴放，持續(xù)時(shí)間為1500s左右。冷卻劑的噴放導(dǎo)致一回路水裝量急劇下降，一臺(tái)CMT啟動(dòng)后，堆芯液位略微維持一段時(shí)間；由于另外一臺(tái)CMT、兩臺(tái)ACC和IRWST重力注入全部失效，混合水位逐漸下降為0 m，如圖7所示，壓力容器混合水位的變化曲線和MAAP一致。

圖7 壓力容器混合水位Fig.7 Swollen Water Level in Vessel

4.2.2 堆芯熔化分析

利用SNAP圖形化模擬堆芯熔化進(jìn)程，如圖8所示。堆芯熔化過程包含包殼氧化、熔渣形成、熔渣向下遷移、熔池形成、支撐板熔穿等過程，8000 s左右形成穩(wěn)定熔池。

如圖9所示，堆芯包殼氧化累計(jì)產(chǎn)生氫氣總量MELCOR計(jì)算值385 kg高于MAAP計(jì)算值257 kg，這是由于鋯合金包殼氧化公式不同。T<1853 K時(shí)，MELCOR計(jì)算采用Urbanic-Heidrick氧化公式，MAAP計(jì)算采用Baker-Just氧化公式，前者在此溫度范圍會(huì)高估了氧化速度[7]；由圖7可知，MELCOR計(jì)算得到堆芯裸露時(shí)間早于MAAP，即氧化時(shí)間發(fā)生稍早；與此時(shí)冷卻劑被蒸干的耗時(shí)較長(zhǎng)，增加了包殼材料的氧化過程時(shí)間。

圖8 堆芯熔化進(jìn)程模擬Fig.8 Simulation of Core Melt Progression

圖9 累計(jì)氫氣產(chǎn)量Fig.9 Accumulated Hydrogen Production

由堆芯燃料、控制棒、格架等構(gòu)件碎片及其氧化物形成的堆芯熔融物跌落進(jìn)入下腔室內(nèi)部，下封頭熔融物溫度開始上升，如圖10所示，MAAP和MELCOR計(jì)算結(jié)果同時(shí)表明：由于堆腔淹沒，下封頭外部的冷卻會(huì)使熔融物溫度隨時(shí)間逐漸降低，從而達(dá)到熔融物滯留的效果。

圖10 下封頭熔融物溫度Fig.10 Debris Temperature in Lower Plenum

4.2.3 堆腔淹沒分析

破口發(fā)生后，化容系統(tǒng)隔間與堆腔之間設(shè)有常開流道，噴放的冷卻劑部分冷凝后進(jìn)入堆腔，堆腔水位緩慢上升；ADS 4閥門開啟后，堆芯出口溫度到達(dá)650 ℃并延遲20 min，堆腔淹沒管線閥門開啟，如圖11和圖12所示，IRWST液位下降，堆腔液位上升速度有明顯加快。由于設(shè)置的IRWST初始液位不同，在 0 s 時(shí)刻存在差異。

圖11 IRWST液位Fig.11 Liquid Level in IRWST

圖12 堆腔液位Fig.12 Liquid Level in Cavity

4.2.4 PCS響應(yīng)分析

安全殼內(nèi)部壓力變化由噴放的冷卻劑帶入的熱量和PCS噴淋液體蒸發(fā)吸收的熱量決定。建模過程中采用流量跟蹤模型來(lái)模擬PCS的功能。如圖13所示，噴放的冷卻劑攜帶大量的熱量造成安全殼內(nèi)部壓力急劇上升；堆芯功率的急劇下降及鋼殼外表面的噴淋，安全殼壓力逐漸下降，最后兩者穩(wěn)定在一個(gè)定值。MELCOR計(jì)算值與MAAP趨勢(shì)總體一致，壓力峰值為0.33MPa高于MAAP的0.29 MPa，MELCOR計(jì)算更為保守。圖14所示為具有代表性的源項(xiàng)CSI的安全殼內(nèi)釋放份額，MELCOR計(jì)算值與MAAP計(jì)算值一致，為0.778，總體趨勢(shì)吻合較好。

圖13 安全殼壓力Fig.13 Containment Pressure

圖14 安全殼內(nèi)CSI釋放份額Fig.14 Release Fraction of CSI in Containment

5 結(jié)論

針對(duì)選取的DVI管5.08 cm小破口疊加IRWST失效觸發(fā)嚴(yán)重事故序列，利用SNAP圖形化建模平臺(tái)建立了大功率非能動(dòng)壓水堆核電站系統(tǒng)模型，首次使用MELCOR 2.1模擬了事故進(jìn)程，并將模擬結(jié)果與MAAP計(jì)算結(jié)果對(duì)比分析。分析結(jié)果表明：

(1) 主要系統(tǒng)設(shè)備的熱工參數(shù)趨勢(shì)表現(xiàn)一致，吻合較好，說明MELCOR 2.1新版本計(jì)算結(jié)果可信；

(2) ADS 1～4閥門開啟有效地降低了主回路壓力，減小了高壓熔堆的風(fēng)險(xiǎn)；

(3) 堆腔淹沒功能有效地導(dǎo)出下封頭熔融物的衰變熱，實(shí)現(xiàn)了熔融物堆內(nèi)滯留；

(4) 包殼氧化產(chǎn)氫量和安全殼壓力略高于MAAP計(jì)算值，這是由于MELCOR采用的計(jì)算關(guān)系式和氧化時(shí)間不同。

事故工況無(wú)壓力容器熔穿現(xiàn)象，安全殼能夠保持完整，放射性裂變產(chǎn)物釋放量低，說明了安全設(shè)施能夠有效緩解事故進(jìn)程，降低事故后果放射性風(fēng)險(xiǎn)。

[1] Nuclear Regulatory Commission. Final Safety Evaluation Report for AP1000 Related to Certification of the AP1000 Standard Design,Chapter 19[R]. Washington D.C: NRC, 2004.

[2] 趙國(guó)志,曹欣榮,石興偉. DVI管線中小破口疊加IRWST失效引發(fā)嚴(yán)重事故的ERVC研究[J]. 核安全,2014,13(1): 59-63.

[3] 喬雪冬,王昆鵬,靖劍平,等. AP1000核電廠直接注射管線雙端斷裂小破口失水事故計(jì)算[J]. 核科學(xué)與工程,2015,35(2): 306-313.

[4] 陳耀東. AP1000小破口疊加重力注射失效嚴(yán)重事故分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2010,44: 242-247.

[5] Sandia National Laboratories. MELCOR Computer Code Manuals Vol.2: Reference Manuals [R]. NUREG /CR-6119,Vol. 2,Rev. 2,SAND2000-2417/2,2000.

[6] Applied Programming Technology Inc. Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual[R]. April 2007.

[7] 石興偉,曹欣榮,趙國(guó)志. 輕水反應(yīng)堆嚴(yán)重事故包殼氧化仿真模型評(píng)估[J].計(jì)算機(jī)仿真,2014,31(4):127-131.

Analysis of Severe Accident Initiated by DVI Break Coupled with IRWST Failure for Large Power Passive PWR

SHI Xing-wei,LAN Bin,JING Jian-ping,GAO Xin-li,BI Jin-sheng,ZHANG Chun-ming

(Nuclear and Radiation Safety Center,MEP,Beijing 100082,China)

The thermal-hydraulic models of main loop system and containment compartments had been built using MELCOR 2.1 code for Large Power Passive PWR. And by this code,calculations of severe accident scenarios initiated by DVI pipe small break with failure of Internal Refueling Water Storage Tank (IRWST) had been performed. The calculation results matched well with the results calculated by MAAP 4.04 code. The analysis results showed that: (1) the simulation results of severe accidents using MELCOR 2.1 code are reasonable and reliable; (2) the successful operation of parts of passive engineering safety features triggers the depressurization of the primary loops effectively,reduces the risk of high-pressure core melt,mitigates the melt progression in the core region,and validates the effectivity of the passive engineering safety features.

MELCOR；Severe accident；DVI；IRWST；Large power passive PWR

2016-11-20

國(guó)家科技重大專項(xiàng)項(xiàng)目資助(2013ZX06002001)，國(guó)家科技重大專項(xiàng)項(xiàng)目(2015ZX06002001)

石興偉(1985—)，男，山東菏澤人，工程師/博士，現(xiàn)主要從事嚴(yán)重事故安全分析研究工作

靖劍平：jingjianping@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2017)03-0348-07