SBO+MBLOCA事故演習序列應用的仿真研究

于承鑫，鄭 偉

(中廣核(北京)仿真技術有限公司，廣東 深圳 518031)

1 引言

國家核安全局于2016 年 10 月26 日批準發布的《核動力廠設計安全規定》(HAF102-2016)規定嚴重事故是指嚴重性超過設計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況[1]。在核電發展的六十多年中，共發生過三次嚴重核事故。切爾諾貝利和三哩島核事故讓世界各國對核電廠安全系統改進，防人因失誤以及核安全文化進行深入的研究，而福島核事故使人們認識到當嚴重事故發生以后，其事故后的緩解和應急響應同樣重要，要保證核電安全，必須要加強嚴重事故的預防和緩解[2]。全范圍模擬機作為核電廠的重要組成部分，其不僅能夠實現核電廠系統研究、運行規程、事故規程設計改造、電廠運行以及瞬態分析，更重要的是能夠可靠地有效地完成核電廠操縱員執照培訓和考試，并按國家核安全局的要求為核電廠進行定期應急演習提供支持。本文將通過全廠失電疊加一回路破口事故嚴重事故演習序列的分析和優化，開展全范圍模擬機在嚴重事故演習方案制定中的應用研究。

2 核電廠全范圍模擬機在嚴重事故演習中應用的適用性分析

將全范圍模擬機應用到嚴重事故演習中是可行的。首先，這是行業標準的要求。2010年國家核安全局發布了《核電廠操縱人員培訓及考試用模擬機標準》(NB/T20015-2010)，標準指出，全范圍模擬機應支持包括同時發生或順序發生的多個故障在內的異常和應急事件的實施，以再現參考機組的固有響應和自動控制功能；應證實在模擬故障的過程中，能夠在模擬機上使用參考機組的運行規程，包括正常、異常、事故、應急、監督及報警響應的規程[3]。其次，這是操縱人員培訓的需要。福島核事故后世界核電運營者組織(WANO)將嚴重事故預防優先的原則調整為預防與緩解同等優先。在嚴重事故的緩解過程中，操縱人員扮演著重要的角色，通過模擬機培訓、演習等手段提升其嚴重事故緩解知識及技能水平，對有效預防和緩解嚴重事故具有重要的意義。

但是，全范圍模擬機的主要能力在于能夠實現核電廠各種假想設備故障和事故的引入或退出，復現或預測核電廠在各種穩定工況、正常瞬態工況、以及異常和假想事故工況下的參數變化和設備狀態變化，在操縱人員正常運行、異常及故障運行、設計基準事故的培訓中發揮重要作用，但全范圍模擬機還不能完全模擬嚴重事故工況，并且大多數核電廠目前還沒有開發嚴重事故模擬機。為此，本文對全廠失電疊加一回路破口事故(LOCA)工況堆芯的行為以及事故演習序列執行的合理性進行分析，最終得出在全范圍模擬機上滿足嚴重事故工況應急演習需求的限制條件和演習方案優化改進建議。本文研究表明，通過適當優化事故演習序列，全范圍模擬機能夠為操縱人員的嚴重事故培訓提供支持，提高操縱人員應對嚴重事故工況的能力。

3 全廠失電疊加一回路破口事故應急演習預案

2003年2月28日國防科工委頒布的《核電廠核事故應急演習管理規定》中明確了核應急演習的目的是驗證和評價應急組織的綜合應急響應能力，進而檢驗和提高應急計劃的有效性和應急準備的完善性。在每次演習前要事先制定演習方案，以明確演習的目的，規模，情景設計及安全方面的安排。情景設計需要由非常了解機組狀況、安全特性、應急規程及應急計劃的專家(組)來編制[4]。下面是沿海某核電廠針對全廠失電疊加一回路中破口事故進行的一次廠內綜合應急演習的預案。

表1 事故主要參數及假設

全廠失電疊加一回路中破口事故應急演習預案如下表2。

表2 全廠失電疊加一回路破口事故應急演習預案

該序列中需要說明的是，進入嚴重事故導則的條件之一，是當堆芯出口溫度大于 650 ℃且堆芯冷卻行動失敗、堆芯出口溫度沒有下降趨勢時，根據當班值長或當班安全技術顧問的決定，進入嚴重事故導則。當該條件觸發，即堆芯出口溫度大于650℃后，若堆芯繼續失去冷卻，堆芯出口溫度將繼續上升，最終將導致燃料包殼熔化，放射性物質泄漏。

依據該事故序列所描述的事故觸發時序，在全范圍模擬機中實現的場景如表3。

表3 場景

4 計算結果分析及優化

在LOCA事故工況下，如果堆芯失去安注等專設安全設施的冷卻，燃料元件將由于衰變產生的熱量未能及時導出而使自身溫度持續上升。當燃料元件包殼溫度高于1204℃時，認為燃料元件包殼已破損，燃料芯塊溫度高于2590℃時，即認為燃料芯塊開始熔化。對于燃料，在衰變熱作用下，其溫度將逐漸升高，當堆芯溫度升至1204℃時，將會發生劇烈的鋯水反應，并在瞬間放出巨大熱量，致使燃料溫度從1204℃升至近2200℃，隨后升溫過程變得緩和[5]。而基于Relap堆芯程序模型的全范圍模擬機對鋯-水反應，燃料元件包殼破損等堆芯發生嚴重損壞工況的計算能力有限，不能對燃料芯塊熔化等堆芯變形的工況進行進一步計算，當溫度高于1204℃時，燃料包殼已處在破損狀態，鋯-水反應的快速升溫過程也是無法模擬的。此時Relap的計算將與實際出現偏差。為保證該事故工況下Relap模型計算的真實性，假設當堆芯溫度上升到1204℃時，模型計算結果將失效，不具備模擬的真實性。

依據初始假設的應急演習序列在全范圍模擬機進行的試驗結果中可以看出，在前3個半小時的時間里，由于尚未觸發一回路失水事故，全范圍模擬機堆芯模型的計算能力能夠滿足需求。但當啟動一次臨時注水時，已是LOCA事故發生后約兩小時，堆芯TRIC溫度已達到2300℃，燃料溫度更是高于熔點，堆芯燃料元件已熔化，此時進行堆芯臨時注水或恢復安注再淹沒堆芯，其實早已失去了模擬計算的真實性，如果依據該事故序列在全范圍模擬機上進行演習已不適用。

為保證模擬的真實性，專門針對失水事故后堆芯的行為特性進行分析。當觸發全廠失電事故，全部能動的專設安全設施如高低壓安注系統、安全殼噴淋系統、電動輔助給水等將不能投入運行。在發生LOCA事故后，大量冷卻劑外泄，一回路系統壓力迅速下降。一回路破口流量將在事故觸發后的25min左右達到穩定，流量約為50m3/h，而臨時注水的額定流量約為120m3/h，此時若開始一回路臨時注水，將可實現堆芯水位的持續上升，并重新淹沒堆芯。冷卻劑破口流量如圖1所示，一回路壓力變化如圖2所示。

圖1 破口流量隨時間的變化(kg/s)

圖2 一回路壓力隨時間的變化(MPa.a)

失水事故發生5分鐘后，一回路壓力降到中壓安注箱的注水壓力以下，中壓安注啟動向堆芯注水，延緩了堆芯裸露的時間。約40min后，堆芯燃料元件上部開始裸露，裸露部分燃料元件溫度開始上升，失水事故發生后約50min，堆芯燃料組件已全部裸露，此時，TRIC溫度達到650℃，已達到進行嚴重事故導則的條件。堆芯燃料裸露部分最高溫度達到870℃。

全廠失電疊加一回路中破口失水事故后，如由于人為失誤、設備故障等原因未能啟動任何堆芯補水措施導致冷卻用水不能及時地注入堆芯，事故進程將繼續惡化，堆芯燃料最高溫度將在1h后達到1204℃燃料元件包殼破損的溫度值。

假設當堆芯出口溫度高于650℃時準備進行堆芯臨時注水，溫度上升至750℃時臨時注水真正注入堆芯，此時堆芯溫度最高值約950℃，堆芯已全部裸露，破口排放流量下降為20m3/h。開始注水后堆芯底部將在10min后實現再淹沒，隨后堆芯溫度開始下降，堆芯溫度在接近1204℃時開始出現下降趨勢。壓力容器下降段水位變化如圖3所示，堆芯燃料水位變化如圖4所示，堆芯出口溫度變化如圖5所示，堆芯燃料溫度變化如圖6所示。

圖3 壓力容器水位變化(空泡份額)

圖4 堆芯燃料水位變化(空泡份額)

圖5 堆芯出口溫度變化(℃)

圖6 堆芯燃料溫度變化(K)

通過以上對全廠失電疊加失水事故的計算結果分析，在保證模擬機對嚴重事故模擬的真實性的前提下，為了實現嚴重事故應急響應的演習目的，初始假設的事故序列顯然是不能滿足需求的。但通過調整事故緩解措施的執行時間，即將序列中一次側臨時注水的時間提前，LOCA發生后堆芯出口溫度TRIC達到約750℃時，啟動一次側臨時注水或啟動安注系統，實現堆芯的部分淹沒，以限制堆芯溫度上升過高出現燃料包殼的破損。堆芯模型即可在不影響真實性情況下對其計算范圍內的嚴重事故工況進行模擬，可有效保證事故演習的順利進行。

依據以上分析結果，優化后的演習方案見表4，按照表4所列事故序列利用全范圍模擬機進行全廠失電疊加一回路破口事故的應急演習將獲得最佳的模擬演習效果。

5 結論

本文通過使用全范圍模擬機對全廠失電疊加一回路熱段中破口事故序列進行分析驗證，提出了該嚴重事故應急演習序列的優化方案。盡管由于RELAP不具備嚴重事故堆芯損壞工況下的計算能力，全范圍模擬機不能夠完全模擬堆芯熔化的嚴重事故工況，但在全范圍模擬機進行嚴重事故培訓時，可以通過適當優化事故演習序列中堆芯注水緩解措施執行的時間，及時實現堆芯臨時注水或者安注，在堆芯發生熔化前再淹沒堆芯，實現堆芯冷卻，防止堆芯的進一步惡化，保證在全范圍模擬機上進行的演習的真實性。

另外，通過對全廠失電疊加一回路熱段中破口事故的計算，可以初步衡量出事故始發到堆芯溫度上升到燃料包殼破損、放射性外泄的時間限值，確定出保證堆芯燃料元件包殼完整性的最遲注水時間。結果表明，通過適當優化事故演習序列，全范圍模擬機能夠為操縱人員的嚴重事故培訓提供支持，滿足行業標準和業主操縱人員培訓的需要，同時，利用全范圍模擬機進行嚴重事故的應急演習方案優化能夠提高嚴重事故序列的精確程度，保證核電廠嚴重事故應急演習可靠有效的執行，獲得更佳的模擬演習效果。

表4 優化后的事故序列