IRIS反應堆嚴重事故下堆內自然循環及下封頭失效分析

胡文超，彭常宏，郭 赟，曾和義

(1.中國科學技術大學核科學技術學院，安徽合肥230027；2.哈爾濱工程大學核科學技術學院，黑龍江哈爾濱150001)

IRIS反應堆嚴重事故下堆內自然循環及下封頭失效分析

胡文超1，彭常宏1，郭 赟1，曾和義2

(1.中國科學技術大學核科學技術學院，安徽合肥230027；2.哈爾濱工程大學核科學技術學院，黑龍江哈爾濱150001)

使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽輪機停機和部分失流事故導致的嚴重事故進程及緩解措施。分析結果表明IRIS堆內水裝量大，使得堆芯較長時間處于淹沒狀態，事故發生后近7個小時堆芯開始裸露，10小時后堆芯開始損壞。對于不卸壓不安注的情況，壓力容器會完全干涸，堆芯和蒸汽發生器之間形成蒸汽自然循環流動，堆芯溫度緩慢升高，低熔點的控制棒金屬首先熔化落入下腔室并加熱下封頭，使得下封頭底部區域發生蠕變斷裂失效。在不卸壓的情況下一個上充泵的安注流量就能夠緩解事故。

一體化小型堆；嚴重事故分析；RELAP5/SCDAP

根據IAEA定義，電功率小于700MW的反應堆為中小型堆(small and medium sized reactor),本文分析的IRIS反應堆(International Reactor Innovative and Secure)是由西屋公司聯合多個研究所和大學共同設計的一體化小型壓水反應堆，該堆的熱功率為1000MW，電功率為335MW。IRIS反應堆采用一體化設計，將穩壓器，蒸汽發生器，冷卻劑泵，控制棒驅動機構內置在壓力容器內，消除了大破口事故等設計基準事故，簡化了安全系統，提高了反應堆的安全性，根據PRA分析結果，堆芯損壞頻率約為1.21×10-8[1]。

由于具有更好的安全性和靈活性，當前國內外對小型反應堆進行了大量研究[2,3],其中基于壓水堆技術的小型堆技術難度小，能夠較快完成設計并應用。在福島事故后，監管部門對反應堆安全提出更高的要求，嚴重事故相關研究變得更加重要。目前關于一體化小型反應堆嚴重事故研究的公開文獻較少，阿根廷的CAREM25小堆和韓國的SMART小堆已經完成了設計，并采用MELCOR程序進行了嚴重事故分析[4,5]來支持核監管機構的安全審評。國內有對小型化的環路壓水堆嚴重事故的研究[6,7]，并未發現針對一體化小型堆嚴重事故的研究，當前我國有多個一體化小型堆正在設計之中，所以有必要對其進行嚴重事故相關研究。

1 分析程序及計算模型

REALP5/SCDAP程序是由美國Idaho國家實驗室開發，被國內外監管部門和科研機構認可的反應堆熱工設計與事故分析程序。該程序能夠計算一、二回路冷卻劑流動與換熱，堆芯熔化進程，以及下封頭的蠕變斷裂失效。

本文建立了IRIS堆(見圖1)的一、二回路、應急余熱排出系統、應急硼酸罐的熱工水力模型，堆芯SCDAP和下腔室COUPLE網格模型，圖2為IRIS反應堆的RELAP5節點圖。根據文獻[8，9]將堆芯劃分為5個分區，各區燃料組件數目分布為9，16，20，24，20。各區內控制棒組件的數目分別是5，8，8，16，0。下腔室的COUPLE網格在水平方向上有16個節點，垂直方向上20個節點，總計320個節點，285個有限元單元。

IRIS反應堆的初步安全評估報告[10]采用RELAP5程序進行設計基準事故分析，本文采用RELAP5計算得到的穩態結果與文獻[11]計算結果比較見表1，比較結果說明本文所建模型是合理可靠的。

表1 穩態計算結果對比

圖1 IRIS反應堆結構圖Fig.1 IRIS reactor

圖2 IRIS反應堆RELAP5節點圖Fig.2 RELAP5 node map of IRIS reactor

2 事故緩解措施分析

本文以汽輪機停機和部分失流事故作為始發事件，事故發生后，反應堆緊急停堆，應急余熱排出系統未能投入運行，穩壓器安全閥能夠正常開啟和關閉，將一回路壓力保持在限值之內，隨著冷卻劑的不斷蒸發，壓力容器內水位降低，堆芯裸露，如果沒有其他的緩解措施，堆芯最終將熔化。

在本文分析中，當堆芯出口蒸汽溫度達到650℃時，反應堆進入嚴重事故狀態。進入嚴重事故狀態后，僅考慮化學與容積控制系統的一個上充泵對事故的緩解，該上充泵能向反應堆提供8.5kg/s的安注流量。

本文根據反應堆進入嚴重事故狀態后，上充泵能否向反應堆進行安注，分析了不卸壓情況下汽輪機停機導致的嚴重事故進程以及其緩解措施，分別記為T1：不卸壓，不安注；T2：不卸壓，安注；分析了不卸壓情況下一個主泵停轉引起的嚴重事故進程及其緩解措施,記為L1：不卸壓，不安注；L2：不卸壓，安注。事故序列見表2。其中T1和L1安注流量為零，T2，L2安注流量8.5kg/s。

表2 事故進程

IRIS反應堆設計時簡化安全系統，取消了高低壓安注系統和蓄壓箱安注系統，取而代之設計了較大的壓力容器，通過增大堆內水裝量來替代事故中向反應堆注水。從表2可知，由于IRIS壓力容器內冷卻劑裝量大，使得堆芯較長時間處于淹沒狀態，事故發生后7h堆芯開始裸露，10小時后堆芯損壞。

對比T1和L1，T2和L2，其嚴重事故進程是相似的，所以后續只對T1和T2兩種情況進行分析，圖3和圖4是部分參數結果。在不卸壓的情況下，一個上充泵的流量就能夠緩解事故。對于不采取任何緩解措施的T1和L1，在堆芯燃料棒熔化形成熔池之前，由于控制棒熔化掉入下封頭，導致下封頭失效，本文終止后續計算。

圖3 壓力容器內水位Fig.3 Water level in vessel

圖4 堆芯表面最高溫度Fig.4 Maxium Temperature of core surface

3 壓力容器內的自然循環

IRIS反應堆一體化的設計，將泵和蒸汽發生器(SG)內置在壓力容器中，取消了連接各部件之間的主管道，且一回路冷卻劑在蒸汽發生器管外側流動，這樣的設計縮短了從堆芯出來的過熱蒸汽流回堆芯所需經過的管道長度，使得堆芯出來的過熱蒸汽能夠到達下降段環形區域。

由圖5和圖6可知，當壓力容器內水位降低到下降段環形區域最底部節點時，下腔室內殘留的水為過冷水，下降段環形區域內蒸汽為過熱蒸汽。下降段區域完全干涸后，下降段內過熱蒸汽和下腔室內的過冷水接觸，加熱下腔室內的過冷水。圖5中在36.6千秒時，下腔室過冷水達到飽和，之后下腔室的水不斷被蒸發，下腔室變成汽液兩相區域，見圖6。由于通過堆芯的蒸汽流量變大，見圖7，堆芯表面溫度會降低，見圖4。

圖5 下腔室區域節塊溫度Fig.5 Temperature of hydraulic component

圖6 下腔室區域節點空泡份額Fig.6 Void of hydraulic component

圖7 堆芯進出口流量Fig.7 Mass flow rate of core

下降段側的過熱蒸汽較堆芯上升熱管側溫度低，所以下降段側蒸汽會更重，當下腔室變成兩相區域后，阻擋堆芯上升熱管側和下降段側蒸汽流動的水封消除，下降段區域較重的過熱蒸汽流經下腔室進入堆芯。同時下腔室內的冷卻劑被不斷加熱蒸發直到最終干涸，見圖6。

事故開始后，關閉了蒸汽發生器主給水閥門和主蒸汽閥門，傳熱管內只殘留少量的水，蒸汽發生器不能起到排出衰變余熱的作用。從堆芯出來的過熱蒸汽流經蒸汽發生器時加熱蒸汽發生器熱構件和管內蒸汽，所以蒸汽發生器一次側出口蒸汽的溫度有所降低，見圖8。當下腔室完全干涸后，蒸汽發生器與堆芯之間形成穩定的自然循環，蒸汽發生器一次側和堆芯流量見圖9。

圖8 蒸汽發生器進出口溫度Fig.8 SG primary side Temperature

圖9 堆芯和蒸汽發生器流量Fig.9 Mass flow rate of core and SG

壓力容器內堆芯與蒸汽發生器之間的自然循環使得蒸汽被緩慢均勻加熱，堆芯在蒸汽的冷卻下溫度緩慢升高。

圖10 穩壓器安全閥流量Fig.10 Mass flow rate of safety valve

圖11 應急硼酸罐流量Fig.11 Mass flow rate of EBT

4 下封頭失效分析

構成堆芯的各種材料中，控制棒銀-銦-鎘合金的熔點要遠低于鋯包殼和二氧化鈾的熔點，也要低于堆內不銹鋼構件的熔點。隨著堆芯溫度不斷升高，當堆芯溫度上升到控制棒金屬熔點溫度后，控制棒首先開始熔化。熔化的控制棒金屬流到堆芯下部較冷區域時，會發生凝固。當堆芯下部溫度足夠高時，熔化的控制棒金屬會落入下腔室，如果下腔室殘留有冷卻劑，控制棒熔融物將被冷卻。

對于不采取任何緩解措施的T1和L1，堆芯裸露后，堆芯溫度不斷升高，控制棒熔融金屬掉入干涸的下腔室后，熔融金屬不能被冷卻。控制棒熔融金屬直接加熱下封頭，使得COUPLE網格的熱構件溫度不斷升高，見圖12。在高溫高壓下，下封頭的結構材料會發生蠕變，通過對COUPLE網格下封頭最底部兩個節點進行蠕變失效計算，在52000s左右下封頭將失效。而此時堆芯表面最高溫度大約1300K，燃料棒組件尚未熔化。

圖12 下封頭節點溫度Fig.12 Temperature of nodes

5 結論

本文對IRIS一體化小型堆由汽輪機停機和部分失流事故導致的嚴重事故進行分析，得到如下結論：

(1) IRIS堆內水裝量大，使得堆芯在7h內處于淹沒狀態，10h后堆芯開始損壞。

(2) IRIS結構緊湊，堆內蒸汽流動阻力小，壓力容器最終干涸并形成堆芯與蒸汽發生器之間的自然循環，堆內溫度緩慢升高。

(3) 低熔點的控制棒金屬首先熔化掉進下腔室，直接加熱下封頭，導致下封頭蠕變失效。

(4) 不卸壓的情況下，一個上充泵提供的安注流量能夠緩解事故。

[1] Mizuno Y, Ninokata H, Finnicum D J. Risk-informed design of IRIS using a level-1 probabilistic risk assessment from its conceptual design phase[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2005, 87(2): 201-209.

[2] Paparusso L, Ricotti M E, Sumini M. World status of the SMR projects[R]. CERSE POLIMI RL, 2011.

[3] ZHENG Mingguang. Small Reactor R&D in China[R]. IAEA TWG-LWR,Vienna, Austria, 2013.

[4] Poier Baez L E, Nunez Mac Leod J E, Baron J H. Severe accident improvements for Carem-25 to arrest reactor vessel meltdown equences [J]. 2001.

[5] Kim J C, Jung G H, Cho J S, et al. Severe Accident Analyses for SMART using MELCOR 1.8. 6 code[J]. 2011.

[6] 許以全,蘇云,曹學武. 秦山一期核電站SGTR導致堆芯熔化進程及事故緩解措施的 研究[J].核動力工程,2004,25(3):279-283.

[7] 張龍飛,舒禮偉,陸古兵.小型壓水堆完全喪失電源引發的嚴重事故研究[J].原子能科學技術, 2012, 46(5): 561-564.

[9] Carelli M D. IRIS Final Technical Progress Report[R]. Westinghouse Electric Company, LLC (US),2003.

[10] Oriani L. IRIS Preliminary Safety Assessment[R]. WCAP-16082-NP, 2003.

[11] Bajs T, Grgic D, Segon V, et al. Development of RELAP5 nodalization for IRIS non-LOCA transient analyses[C].Proc. Amer. Nuclear Society Topical Meeting in Mathematics and Computations. 2003: 6-10

AnalysisofIn-vesselNaturalCirculationandLowerHeadRuptureofIRISunderSevereAccidents

HUWen-chao1，PENGChang-hong1，GUOYun1，ZENGHe-yi2

(1.School of Nuclear Science and Technology, University of Science and Technology of China, Hefei 230027, China ; 2.College of Nuclear Science and Technology, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China)

The progression and mitigation measures of the severe accident induced by turbine trip and partial loss of forced coolant flow of IRIS reactor were analyzed with RELAP5/SCDAP computer code. The analytic results show that with the large inventory of water in the vessel, the core will under submerged for a long time, nearly 7 hours later the core begin uncovered, and the core became damaged 10 hours later. For the case with no injection and no depression, the vessel will fully dry out, there will be nature circulation between the core and steam generator, the core temperature will rise slowly, the low melting point control rod metal firstly meltdown, and fall into the lower plenum. The molten control rod material will heat the lower head, under high temperature and high pressure difference, the lower head will suffer creep rupture at the lowest region. For the case with no depression, a charging pump injection will mitigate the severe accident.

Integral small modular reactors；Severe accident analysis；RELAP5/SCDAP

2015-06-02

胡文超(1989—)，男，湖南常德人，在讀碩士研究生，現從事反應堆熱工設計與安全分析工作

TL364.4

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