CPR1000全廠斷電事故模擬及主泵軸封破口敏感性分析

楊 奧，黃志翱，繆惠芳，李 寧

(廈門大學(xué)能源學(xué)院，福建廈門361102)

CPR1000是中國改進(jìn)型百萬千瓦級壓水堆核電技術(shù)方案，全廠斷電事故是核電廠同時喪失了廠內(nèi)外交流電源的一種嚴(yán)重事故，它可能造成堆芯損毀和放射性物質(zhì)外泄．日本發(fā)生福島核事故之后，針對該領(lǐng)域的研究日益受到重視．張亞培等[1]采用RELAP5/MOD3.4程序?qū)PR1000全廠斷電事故的瞬態(tài)特性進(jìn)行了分析．李龍澤等[2]采用MELCOR程序?qū)PR1000全廠斷電情況下蒸汽發(fā)生器安全閥誤開啟的事故進(jìn)行了初步建模與分析．Trivedi等[3]使用RELAP5/SCDAPSIM程序?qū)P1000電廠在高壓狀態(tài)和低壓狀態(tài)下的堆芯熔毀進(jìn)程進(jìn)行了分析．Li等[4]采用MELCOR程序?qū)κダ鋮s劑和全廠斷電情況下沸水堆的壓力容器下封頭的熔毀行為進(jìn)行了分析．Yin等[5]采用MELCOR程序?qū)ο冗M(jìn)模塊化小型堆在全廠斷電時的狀態(tài)進(jìn)行了分析．王玨等[6]采用RELAP5和MELCOR程序聯(lián)合分析的方法，研究了全廠斷電疊加汽動輔助給水泵失效事故下系統(tǒng)的瞬態(tài)響應(yīng)．Lin等[7]采用TRACE程序?qū)︸R鞍山電廠進(jìn)行了全廠斷電緩解措施的研究．Ignacio 等[8-9]采用ASTECV2.0程序?qū)θ珡S斷電情況下堆芯再淹沒的嚴(yán)重事故管理措施進(jìn)行了研究．Muhammad 等[10]采用KEYMASTER程序分析了全廠斷電事故中穩(wěn)壓器泄壓閥對事故進(jìn)程的影響．Park等[11]對因內(nèi)部原因和因地震造成全廠斷電的事故進(jìn)程進(jìn)行了對比分析．Bae等[12]重點(diǎn)分析了全廠斷電時蒸汽發(fā)生器發(fā)生管道破口的問題．Bao等[13]研究了全廠斷電情況下反應(yīng)堆泄壓策略的有效性和避免堆芯損毀的措施．

上述研究中，針對全廠斷電事故，考慮主泵軸封破口時間敏感性分析的研究較少．本研究詳細(xì)分析了CPR1000全廠斷電事故的進(jìn)程，在此基礎(chǔ)上，進(jìn)一步對軸封破口發(fā)生時間進(jìn)行了敏感性分析，最后給出了緩解事故進(jìn)程的具體建議，相關(guān)數(shù)據(jù)可為有關(guān)人員防范和緩解嚴(yán)重事故提供參考．

1 模型概述

本研究采用模塊化事故分析程序?qū)PR1000核反應(yīng)堆進(jìn)行建模．圖1是模塊化事故分析程序中的CPR1000主回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)圖．CPR1000的3個環(huán)路包括1個破損環(huán)路(破口位于該環(huán)路)和2個完整環(huán)路．核反應(yīng)堆壓力容器被分為4個模塊：壓力容器頂蓋、壓力容器上腔室、反應(yīng)堆堆芯以及下降段．反應(yīng)堆的堆芯區(qū)域徑向劃分為7個不同功率的徑向環(huán)和1個旁通區(qū)，軸向劃分為13個節(jié)點(diǎn)，其中：10個為活性區(qū)燃料節(jié)點(diǎn)；1個為堆芯上部非活性區(qū)節(jié)點(diǎn)，用來表示堆芯上部支撐板結(jié)構(gòu)；還有2個為堆芯下部非活性區(qū)節(jié)點(diǎn)，用來表示堆芯下部支撐板結(jié)構(gòu)．

圖1 CPR1000主回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)Fig.1 Nodalization of CPR1000 primary circuit system

穩(wěn)壓器被設(shè)置在破損環(huán)路上，CPR1000的穩(wěn)壓器裝有3個安全泄壓閥，這3個安全泄壓閥在系統(tǒng)壓強(qiáng)超過其設(shè)定值(分別為16.6，17.0和17.2 MPa)后會自動打開，將高壓蒸汽排放到泄壓箱中，以達(dá)到一回路泄壓的效果．CPR1000的緊急堆芯冷卻系統(tǒng)主要由高壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)和安注箱組成．高壓安注系統(tǒng)和低壓安注系統(tǒng)在系統(tǒng)壓強(qiáng)分別低于11.83和1.6 MPa時自動啟動，將換料水箱中的冷卻水經(jīng)由冷管段注入堆芯．3個安注箱與3個環(huán)路的冷管段相連，當(dāng)系統(tǒng)壓強(qiáng)低于4.235 MPa時，安注箱中的水將會自動注入堆芯，3個安注箱中的冷卻劑總量為33.2 t．

2 事故序列及假設(shè)

表1各事故序列中，軸封破口出現(xiàn)的時間均為假設(shè)的時間，其余事件出現(xiàn)的時間均為程序計(jì)算的結(jié)果．事故序列1為基本的全廠斷電事故，并假設(shè)其軸封不會出現(xiàn)任何大小的破口，同時假設(shè)其輔助給水泵均不可用．在此基礎(chǔ)上，為了分析軸封破口對事故進(jìn)程產(chǎn)生的影響，選取了3個事故序列進(jìn)行對比：序列2是假設(shè)在事故早期600 s時發(fā)生軸封破口，早期時間點(diǎn)的選取參照了秦山核電廠全廠斷電的一項(xiàng)研究[14]；序列3是假設(shè)在事故中期6 427 s時發(fā)生軸封破口，中期時間點(diǎn)的選取是考慮到這一時刻蒸汽發(fā)生器剛好排空，有一定代表性；序列4是假設(shè)在事故晚期9 531 s時發(fā)生軸封破口，晚期時間點(diǎn)的選取是考慮到這一時刻堆芯出口溫度達(dá)到923.15 K，即嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的進(jìn)口條件，也有一定代表性．軸封破口的直徑統(tǒng)一設(shè)置為12.5 mm．

表1 各事故序列中主要事件發(fā)生時間

3 結(jié)果分析

3.1 全廠斷電事故進(jìn)程分析

圖2 一回路壓力(a)、壓力容器水位(b)和蒸汽發(fā)生器水位(c)隨時間的變化Fig.2 Variation of the pressure of primary circuit (a), the water level of vessel (b) and steam generator (c) with time

圖3 包殼溫度(a)、氫氣產(chǎn)量(b)和堆芯溫度(c)隨時間的變化Fig.3 Variation of the cladding temperature (a), the mass of hydrogen production (b) and the core temperature (c) with time

以無軸封破口的基礎(chǔ)事件(序列1)為分析對象．全廠斷電發(fā)生后，由于喪失電力供應(yīng)，控制棒在重力作用下插入堆芯，致使反應(yīng)堆緊急停堆，同時主蒸汽隔離閥關(guān)閉，汽輪機(jī)停機(jī)．緊急停堆之后，反應(yīng)堆功率在極短的時間內(nèi)降到衰變功率，這使得一回路壓力在事故剛發(fā)生時出現(xiàn)短暫的下降，如圖2(a)所示．隨后，由于喪失電力供應(yīng)，堆芯衰變熱不能及時移除，致使回路中熱量積聚、溫度升高．一段時間后，回路中冷卻劑的溫度達(dá)到飽和溫度，部分冷卻劑開始汽化產(chǎn)生蒸汽，這部分蒸汽首先在穩(wěn)壓器上部積聚，一回路壓力逐漸升高．最終，當(dāng)一回路壓力達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥的設(shè)定值時，安全閥泄壓閥開啟，將蒸汽排放到泄壓箱中，一回路壓力下降到設(shè)定值以下后泄壓閥關(guān)閉．如此，穩(wěn)壓器泄壓閥不斷開閉，控制一回路壓力始終在穩(wěn)壓器泄壓閥的設(shè)置值附近波動．然而，隨著一回路中冷卻劑不斷汽化并從穩(wěn)壓器泄壓閥釋放到泄壓箱中，一回路中冷卻劑的質(zhì)量不斷減少，一回路水位不斷降低．最后，如圖2(b)所示，在7 667 s時堆芯開始裸露．

如圖2(c)所示：在全廠斷電事故發(fā)生后，由于喪失電力供應(yīng)，主給水泵和輔助給水泵不能向蒸汽發(fā)生器注水，而蒸汽驅(qū)動輔助給水泵又不可用，因此蒸汽發(fā)生器得不到水源補(bǔ)給，水位不斷下降．在事故的初始階段，由于溫差作用，在反應(yīng)堆環(huán)路中發(fā)生自然循環(huán)，將堆芯部分產(chǎn)生的熱量導(dǎo)出并在蒸汽發(fā)生器中傳遞至蒸汽發(fā)生器二次側(cè)，因此，在這一階段，蒸汽發(fā)生器中的水位隨之急劇下降．隨著事故的發(fā)展，一回路中的水位不斷下降，一段時間后，水位低于熱管段高度，壓力容器上腔室中積聚的蒸汽開始進(jìn)入管道，這時，反應(yīng)堆環(huán)路中的自然循環(huán)也不再存在，因此在蒸汽發(fā)生器處的傳熱減少，蒸汽發(fā)生器水位下降速度減緩．最終在6 427 s時蒸汽發(fā)生器排空．

隨著一回路水位下降，堆芯發(fā)生裸露，這時核反應(yīng)堆燃料棒不能被充分冷卻，燃料棒溫度升高，在10 538 s時燃料包殼溫度達(dá)到1 473.15 K(圖3(a))，燃料包殼發(fā)生蠕變失效，燃料棒內(nèi)部的部分放射性產(chǎn)物開始經(jīng)由包殼裂縫釋放到回路中，并隨著回路遷移．同時，如圖3(b)所示，由于包殼溫度升高，高溫的鋯合金與高溫蒸汽發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣，氫氣總產(chǎn)量約為520 kg，這部分氫氣將會逐步遷移到安全殼或者輔助廠房中，帶來氫氣爆炸的風(fēng)險．隨著堆芯溫度的升高，堆芯的結(jié)構(gòu)開始發(fā)生變化，如圖3(c)所示，堆芯最高溫度達(dá)到2 500 K 時堆芯開始熔毀．隨著堆芯熔融物比例的增大，堆芯開始坍塌，并落到下支撐板上，但是隨著支撐板的溫度升高，其強(qiáng)度不再能夠支撐熔融堆芯的質(zhì)量時，支撐板失效，堆芯熔融物經(jīng)由支撐板的破口掉落到下封頭中．由于下封頭內(nèi)還積有未被蒸干的冷卻劑，當(dāng)熔融物掉落到下封頭時，這部分冷卻劑被大量汽化從而形成一個短暫的壓力峰．隨著掉落到下封頭的熔融物越來越多，下封頭的溫度不斷升高，并最終發(fā)生蠕變失效，堆芯熔融物夾雜著高溫高壓的氣體經(jīng)由這一破口噴放到安全殼中．由于壓力容器失效瞬間，系統(tǒng)仍處在高壓狀態(tài)，所以高壓氣體會將熔融物碎片迅速擴(kuò)散至安全殼的各個空間．進(jìn)入安全殼各空間的熔融物碎片放熱，致使安全殼極劇升溫升壓，從而對安全殼完整性造成重大威脅，這一現(xiàn)象被稱之為安全殼直接加熱．

綜上所述，全廠斷電事故會導(dǎo)致核反應(yīng)堆壓力容器在高壓下失效，這帶來了安全殼直接加熱的風(fēng)險，嚴(yán)重威脅安全殼的完整性．同時，事故過程中會產(chǎn)生大量氫氣，這部分氫氣會逐步遷移到安全殼或者輔助廠房中，從而帶來氫氣爆炸的風(fēng)險．

3.2 軸封破口發(fā)生時間的敏感性分析

在全廠斷電事故過程中，由于喪失電力供應(yīng)，導(dǎo)致設(shè)備冷卻水系統(tǒng)失效，這樣主冷卻劑泵的軸封就得不到足夠的冷卻，而軸封泵需要冷卻劑來保證設(shè)備正常運(yùn)行，在高溫高壓下，軸封組件的石墨環(huán)會被破壞，從而可能導(dǎo)致軸封失效．因此，本節(jié)將研究軸封破口對全廠斷電事故相關(guān)進(jìn)程的影響，并對其發(fā)生時間進(jìn)行相應(yīng)的敏感性分析．

如圖2(a)所示，在600 s(序列2)發(fā)生軸封破口時，冷卻劑將會通過破口流失，這相當(dāng)于發(fā)生小破口冷卻劑流失事故．由于冷卻劑的流失，一回路壓力快速下降，在這一階段，堆芯產(chǎn)生的衰變熱主要通過破口以及蒸汽發(fā)生器移除．隨著蒸汽發(fā)生器水量減少，通過蒸汽發(fā)生器的移熱降低，這樣堆芯產(chǎn)生的衰變熱不能被全部移除，導(dǎo)致熱量在堆芯積聚，一回路壓力開始回升，并逐漸達(dá)到穩(wěn)壓器泄壓閥的設(shè)定壓力，之后壓力將保持在這一設(shè)定值附近波動．對于在6 427 s(序列3)和9 531 s(序列4)發(fā)生軸封破口的情況，軸封破口導(dǎo)致的泄壓現(xiàn)象并沒有在600 s時發(fā)生軸封破口那么顯著，這是因?yàn)楫?dāng)軸封破口時間出現(xiàn)較晚時，一回路水位低于熱管段入口高度，環(huán)路管道包括主泵內(nèi)已經(jīng)沒有液態(tài)冷卻劑而是被蒸汽充滿，同時，一回路的壓力和溫度仍然很高．因?yàn)檩S封破口面積很小，雖然蒸汽從破口流出能夠泄壓，但穩(wěn)壓器泄壓閥依舊處于不斷開閉的狀態(tài)，說明在這段時間內(nèi)，軸封破口的泄壓效果仍不足以緩解堆芯壓力．

圖2和3為全廠斷電事故進(jìn)程中各參數(shù)的變化情況，從中可以發(fā)現(xiàn)軸封破口發(fā)生時間對嚴(yán)重事故進(jìn)程有著重要的影響．由于冷卻劑會通過軸封破口流失，發(fā)生軸封破口時，尤其是在事故早期軸封破口會加速堆芯裸露和包殼失效的進(jìn)程．而對于事故中期(序列3)出現(xiàn)的軸封破口，堆芯開始裸露的時間相對于基本事故(序列1)稍有延后，這是軸封破口造成冷卻劑流失與系統(tǒng)壓力下降兩者相互競速的結(jié)果．軸封破口一方面會造成冷卻劑流失，但速率比較小，另一方面也因減小了系統(tǒng)壓力，從而影響穩(wěn)壓器泄壓閥開閉的過程．具體表現(xiàn)為：在事故中期出現(xiàn)軸封破口會延緩泄壓閥持續(xù)打開的時間，進(jìn)而使得在特定時間段內(nèi)，相對于無軸封破口，其主回路冷卻劑流失的總量較少．從事故進(jìn)程上看，事故中期(序列3)發(fā)生軸封破口最大化地延緩了壓力容器失效，這是因?yàn)樵谡羝l(fā)生器排空之后發(fā)生軸封破口，系統(tǒng)充分利用了蒸汽發(fā)生器的移熱潛力，而在蒸汽發(fā)生器喪失移熱能力之后，系統(tǒng)又可以馬上通過破口繼續(xù)排出堆芯余熱和泄壓，較好地延緩了最終壓力容器失效的進(jìn)程．圖3(b)顯示各序列下氫氣總產(chǎn)量，與無軸封破口的情況相比，發(fā)生軸封破口時氫氣產(chǎn)量均有一定程度的減少，這是因?yàn)椴糠掷鋮s劑以及蒸汽通過軸封破口排放到安全殼中從而使堆芯部分的蒸汽含量減少，進(jìn)而與鋯包殼發(fā)生鋯水反應(yīng)的量也相應(yīng)地減少，所以氫氣產(chǎn)量也隨之降低．

4 結(jié) 論

本研究選取全廠斷電事故作為基本事故序列，分析了相應(yīng)現(xiàn)象和事故進(jìn)程．分析結(jié)果顯示，全廠斷電事故會導(dǎo)致壓力容器在高壓下失效，這帶來了安全殼直接加熱的風(fēng)險，嚴(yán)重威脅安全殼的完整性．同時，事故過程中會產(chǎn)生大量氫氣，這部分氫氣會逐步遷移到安全殼或者輔助廠房中，從而帶來氫氣爆炸的風(fēng)險．隨后，針對軸封破口對事故進(jìn)程的影響進(jìn)行了研究，并對其發(fā)生時間進(jìn)行了敏感性分析．敏感性分析結(jié)果表明：軸封破口，尤其是事故早期發(fā)生軸封破口會加速堆芯熔毀的進(jìn)程；而在一定條件下，事故中期發(fā)生的軸封破口，由于起到了一定的泄壓移熱的效果，較好地延緩了最終壓力容器失效的進(jìn)程．根據(jù)分析結(jié)果，建議CPR1000核電廠在全廠斷電發(fā)生后對主泵所在房間進(jìn)行開門通風(fēng)等措施，及時對主泵進(jìn)行冷卻，盡量避免軸封早期破口，從而減輕嚴(yán)重事故的后果．