全廠斷電情景下M310核電廠緩解措施分析

周克峰，鄭繼業(yè)，馮進(jìn)軍，石俊英，俞爾俊

(環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心，北京 100082)

當(dāng)?shù)貢r(shí)間2011年3月11日下午2點(diǎn)46分，日本宮城縣以東的太平洋海域發(fā)生里氏9.0級(jí)地震，強(qiáng)烈的地震導(dǎo)致福島第一核電廠失去廠外電源，反應(yīng)堆實(shí)施緊急停堆，由于福島第一核電廠1～4號(hào)機(jī)組的廠址標(biāo)高僅10 m，隨后地震引發(fā)的十幾米的海嘯導(dǎo)致核電廠內(nèi)的應(yīng)急柴油機(jī)組失效，從而引發(fā)了嚴(yán)重的核泄漏事故。從本質(zhì)上講，福島核事故是一起喪失廠外電源同時(shí)疊加應(yīng)急柴油機(jī)組失效的全廠斷電事故。

國(guó)內(nèi)的核電機(jī)組以紅沿河核電廠(M310)百萬千瓦級(jí)壓水堆核電機(jī)組為主，其針對(duì)全廠斷電事故也開展了相關(guān)研究[1-2]，根據(jù)國(guó)際核工界的工程經(jīng)驗(yàn)和反饋，在核電廠內(nèi)配備了包括穩(wěn)壓器卸壓功能延伸、安全殼消氫系統(tǒng)、安全殼過濾排放系統(tǒng)等在內(nèi)的嚴(yán)重事故緩解措施，以實(shí)現(xiàn)防止高壓熔堆、降低氫爆風(fēng)險(xiǎn)、可控的安全殼卸壓排放等安全功能，最終避免安全殼早期失效的風(fēng)險(xiǎn)。在福島事故發(fā)生后，國(guó)家核安全局對(duì)國(guó)內(nèi)核工業(yè)界提出了福島后改進(jìn)項(xiàng)的技術(shù)要求[3]，包括一、二次側(cè)補(bǔ)水管線，移動(dòng)電源，移動(dòng)泵，移動(dòng)柴油機(jī)組等，并對(duì)在建以及在運(yùn)的核電廠分別提出了改進(jìn)項(xiàng)落實(shí)的時(shí)間要求，以便于制定類似福島事故條件下的緩解措施，以防止放射性物質(zhì)的大量釋放。

福島事故的研究和經(jīng)驗(yàn)反饋表明[4]，汽動(dòng)泵對(duì)延緩事故的發(fā)展起到了積極的作用，M310系列機(jī)組中，在輔助給水系統(tǒng)、水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組等均提供了汽動(dòng)系列，因此發(fā)生全廠斷電事故的情況下，剩余蒸汽可使系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)其功能。

本文擬采用從美國(guó)NRC引進(jìn)的新版嚴(yán)重事故分析程序MELCOR 2.1[5-6]和圖形可視化輔助分析工具SNAP[7]，針對(duì)M310系列機(jī)組開展全廠斷電事故研究，結(jié)合當(dāng)前核電廠所實(shí)施的嚴(yán)重事故緩解措施以及福島后改進(jìn)項(xiàng)，通過汽動(dòng)設(shè)備啟動(dòng)與否以及設(shè)備投用時(shí)間的敏感性分析，研究福島事故后國(guó)內(nèi)M310系列機(jī)組應(yīng)對(duì)全廠斷電事故的能力和關(guān)鍵設(shè)備及其投用時(shí)間的影響，并通過適當(dāng)?shù)囊弧⒍芈费a(bǔ)水將反應(yīng)堆冷卻至可控狀態(tài)。

1 M310核電廠主要模型及假設(shè)條件

1.1 堆芯模型

M310核電廠為15×15堆芯結(jié)構(gòu)，堆芯裝載157盒AFA 3GAA燃料組件。圖1、2中分別示出了堆芯、下腔室模擬圖。其中，堆芯、下腔室和下封頭劃分為5個(gè)環(huán)；每個(gè)環(huán)在軸向劃分為15段，其中下腔室分為4段，堆芯活性區(qū)分為10段，上柵格板1段。同時(shí)使用熱構(gòu)件模塊定義了堆芯圍板、吊籃等結(jié)構(gòu)。

圖1 堆芯的徑向劃分

圖2 堆芯、下腔室的軸向劃分

1.2 一、二回路模型

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)由堆芯、主管道、主泵、蒸汽發(fā)生器一次側(cè)、穩(wěn)壓器、安注箱、安注泵和堆芯等部件組成。二回路主要由蒸汽發(fā)生器二次側(cè)、主給水系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)和汽輪機(jī)等部件組成。根據(jù)核電廠的實(shí)際參數(shù)，建立反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的分析模型。

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的模型主要由控制體、流道和熱構(gòu)件組成。在嚴(yán)重事故分析中使用的反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、二次側(cè)的節(jié)點(diǎn)劃分分別示于圖3、4，其由若干個(gè)控制體和流道組成。

1.3 假設(shè)條件

在全廠斷電事故分析中所使用的初始條件、功能性假定、鋯合金包殼失效假定、下封頭失效假定、安全殼失效假定如下。

1) 初始條件

反應(yīng)堆初始在滿功率下運(yùn)行；0 s時(shí)刻失去廠外電，啟動(dòng)兩列應(yīng)急柴油發(fā)動(dòng)機(jī)失?。凰畨涸囼?yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組系統(tǒng)(LLS)不可用。

2) 功能性假定

(1) 失去電源后，反應(yīng)堆冷卻劑泵惰轉(zhuǎn)；

(2) 假定主泵軸封在事故發(fā)生2 min時(shí)發(fā)生軸封破口，使一回路在穩(wěn)壓器泄壓閥開啟之前，已喪失完整性；

(3) 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)非能動(dòng)部分，即蓄壓安注箱在一回路壓力下降至4.1 MPa時(shí)自動(dòng)投入；

圖3 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)劃分圖

圖4 二回路節(jié)點(diǎn)劃分圖

(4) 高壓安注、低壓安注、安全殼噴淋系統(tǒng)不可用；

(5) 主給水停用，輔助給水不可用。

3) 鋯合金包殼失效假定

當(dāng)包殼溫度達(dá)到723 ℃時(shí)，假定失效，氣態(tài)裂變產(chǎn)物從間隙間釋放。

4) 下封頭失效假定

當(dāng)下封頭的溫度達(dá)到1 300 ℃時(shí)，假定下封頭失效。

5) 安全殼失效假定

安全殼內(nèi)壓力達(dá)0.78 MPa時(shí)，假定安全殼整體失效。安全殼過濾排放系統(tǒng)在24 h內(nèi)不開啟。

2 緩解措施能力分析

2.1 軸封破口的影響

1) 軸封破口的原因

機(jī)組在正常運(yùn)行的情況下，主泵軸封水來自化容系統(tǒng)(CVCS)的高壓冷水，壓力略高于反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力，通過熱屏法蘭上的接管從泵徑向軸封和1號(hào)軸封之間注入。其作用是抑制反應(yīng)堆冷卻劑通過泵軸封喪失，為泵軸承提供潤(rùn)滑，在設(shè)備冷卻水系統(tǒng)(RRI)故障喪失熱屏冷卻時(shí)，保證泵軸承和軸封的短時(shí)間應(yīng)急冷卻。

在M310系列機(jī)組中，兩機(jī)組共用的水壓試驗(yàn)泵除用于一回路水壓試驗(yàn)外，也用來從換料水箱向安注箱補(bǔ)水[8]。此外，在發(fā)生全廠斷電的情況下，水壓試驗(yàn)泵還用于提供主泵的軸封水。水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組為水壓試驗(yàn)泵提供動(dòng)力，從而確保冷卻劑泵1號(hào)軸封的注入流量。

由于水壓試驗(yàn)泵的動(dòng)力源為水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組，上游水源為換料水箱，因此，在發(fā)生全廠斷電的情況下，水壓試驗(yàn)泵是潛在的可用設(shè)備，可緩解由于全廠斷電引起的軸封泄漏。假設(shè)在全廠斷電事故下，輔助給水系統(tǒng)(汽動(dòng)泵，ASG)投入失敗，同時(shí)無法恢復(fù)電源，安注系統(tǒng)無法啟用，分析軸封破口對(duì)事故進(jìn)程的影響。

2) 軸封泄漏量的影響

根據(jù)概率安全分析(PRA)報(bào)告可知，形成的軸封破口有兩種可能的破口流量，一種是發(fā)生概率為0.1的180 t/h(3破口總流量)的破口流量，一種是發(fā)生概率為0.9的15 t/h的破口流量[2]。針對(duì)無軸封破口和兩種不同的軸封泄漏量的破口情況分別進(jìn)行計(jì)算，分析軸封破口對(duì)SBO事故進(jìn)程的影響。圖5為不同軸封泄漏量情況下主要參數(shù)的變化。

從計(jì)算結(jié)果看，軸封破口對(duì)于事故進(jìn)展是不利的，會(huì)引起一回路水裝量的減少。180 t/h的軸封破口加快了事故進(jìn)程，如表1列出事故后1.3 h燃料包殼即發(fā)生破損，15 t/h的軸封破口與無軸封破口的事故進(jìn)展趨勢(shì)相近，但其勢(shì)必造成一回路補(bǔ)水的需求。從泄漏量來看，180 t/h的軸封破口事故進(jìn)程非?？?，短時(shí)間內(nèi)即發(fā)生堆芯裸露和損毀，因此需重視軸封破口的泄漏量。在發(fā)生SBO的情況下，須盡早啟動(dòng)或盡快恢復(fù)水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組的功能，為主泵軸封提供軸封水，減少甚至消除泄漏。水壓試驗(yàn)泵的成功啟動(dòng)，保證了一回路的水裝量，為后續(xù)投入移動(dòng)電源、移動(dòng)泵等緩解設(shè)備贏得準(zhǔn)備時(shí)間。鑒于180 t/h軸封破口的嚴(yán)重性，在后續(xù)的分析中僅考慮15 t/h的軸封破口。

圖5 不同軸封破口情況下主要參數(shù)的變化

表1 不同緩解條件下包殼失效時(shí)間

2.2 輔助給水系統(tǒng)的影響

1) 輔助給水系統(tǒng)

輔助給水系統(tǒng)屬于核電廠專設(shè)安全設(shè)施之一，其作用是在主給水系統(tǒng)發(fā)生故障時(shí)，作為應(yīng)急手段向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)供水，為堆芯剩余功率的載出提供一個(gè)熱阱。輔助給水系統(tǒng)的上游水源為輔助給水箱，輔助給水貯存箱的總有效容積為790 m3。在M310系列的核電機(jī)組中，輔助給水系統(tǒng)配備了兩臺(tái)汽動(dòng)泵(2×50%容量)，由主蒸汽系統(tǒng)旁路供汽[8]。

因此，在發(fā)生全廠斷電的情況下，輔助給水系統(tǒng)中的汽動(dòng)泵是系統(tǒng)能否投入的關(guān)鍵，其投入與否及其投入的時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程都有很大的影響。汽動(dòng)給水泵額定流量為200 m3/h，總壓頭為1 100 m水柱。汽輪機(jī)在8.6～0.76 MPa的蒸汽壓力范圍內(nèi)運(yùn)行，對(duì)應(yīng)的給水泵流量分別為200 m3/h和75 m3/h，分析過程中假設(shè)汽動(dòng)給水泵流量為下限值。

2) 輔助給水系統(tǒng)投用與否的影響

圖6為輔助給水系統(tǒng)投用與否情況下主要參數(shù)的變化。輔助給水系統(tǒng)的投用，明顯地延長(zhǎng)了一回路自然循環(huán)的時(shí)間，有效改善了一次側(cè)熱量的載出，使事故過程中一回路的壓力和堆芯出口溫度均處于較低的水平，進(jìn)而達(dá)不到穩(wěn)壓器安全閥開啟條件，無需進(jìn)行一回路降壓和卸壓，減少了一回路水裝量通過穩(wěn)壓器安全閥的喪失，從而保證堆芯在較長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)處于淹沒狀態(tài)。如表1所列，輔助給水投用的情況下，即使一回路存在15 t/h的軸封破口，仍有約13 h的準(zhǔn)備時(shí)間，如果實(shí)現(xiàn)一回路及時(shí)補(bǔ)水，則可保證堆芯性能不發(fā)生降級(jí)損壞。

輔助給水系統(tǒng)的投用，延緩了事故進(jìn)程，即使存在15 t/h的軸封破口泄漏，仍能為后續(xù)一回路補(bǔ)水贏得較為充分的準(zhǔn)備時(shí)間。但一回路軸封破口的存在勢(shì)必導(dǎo)致一回路水裝量的減少，最終仍會(huì)導(dǎo)致堆芯的裸露和損毀，從而演變?yōu)閲?yán)重事故。

圖6 ASG投用與否情景下主要參數(shù)變化

3) 輔助給水投用時(shí)間的影響

考慮到事故的判定、設(shè)備的可操作性及到達(dá)時(shí)間等方面的影響，輔助給水系統(tǒng)的啟動(dòng)時(shí)間可能會(huì)出現(xiàn)延遲，因此需開展輔助給水系統(tǒng)投用時(shí)間的敏感性分析，考慮其對(duì)事故進(jìn)程的影響，以確定輔助給水系統(tǒng)投用的最大允許延遲時(shí)間。圖7為不同投用時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程中主要參數(shù)的影響。

決定輔助給水系統(tǒng)能否起到載出堆芯余熱作用的關(guān)鍵因素有兩個(gè)：一回路自然循環(huán)的維持和蒸汽發(fā)生器一次側(cè)的冷凝回流，其中一回路自然循環(huán)的維持起主要作用。

一回路自然循環(huán)的維持取決于一回路的水裝量和蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的水位情況。導(dǎo)致一回路水裝量減少的因素包括3方面：軸封破口、穩(wěn)壓器安全閥達(dá)到閾值后的開啟和穩(wěn)壓器卸壓功能延伸。從反應(yīng)堆安全的角度來講，穩(wěn)壓器安全閥組達(dá)到閾值的開啟和穩(wěn)壓器卸壓功能的延伸是防止一回路超壓和高壓熔堆的必要手段，因此達(dá)到其閾值必須開啟。那么在軸封破口存在的情況下，降低一回路水裝量喪失的方式就是盡可能在達(dá)到穩(wěn)壓器安全閥開啟閾值之前投入輔助給水系統(tǒng)。從蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位的角度來講，需在蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸干之前投入輔助給水系統(tǒng)。如表1所列，在輔助給水延遲投用的情況下，即使延遲1.11 h(4 000 s)的情況下，仍能維持一回路通過自然循環(huán)將余熱載出的方式，但如果延遲1.67 h(6 000 s)，即使投入了輔助給水，也將使通過蒸汽發(fā)生器實(shí)現(xiàn)余熱載出能力減弱，此時(shí)一回路自然循環(huán)無法穩(wěn)定維持，只能通過蒸汽的冷凝回流載出部分余熱。

因此，為了維持一回路自然循環(huán)的時(shí)間，輔助給水系統(tǒng)需在穩(wěn)壓器安全閥閾值開啟和蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸干之前投用。即在補(bǔ)水條件不具備的情況下，應(yīng)盡早投入輔助給水系統(tǒng)。

2.3 LLS系統(tǒng)正常啟動(dòng)且輔助給水系統(tǒng)汽動(dòng)泵啟動(dòng)

LLS系統(tǒng)正常啟動(dòng)且ASG汽動(dòng)系列正常投用是全廠斷電事故后果最小的一種情況。由于ASG的水源來自輔助給水貯存箱，約有790 m3的水可用，從設(shè)計(jì)上來講，其貯存箱的儲(chǔ)水量是能滿足將一回路狀態(tài)帶到能使余熱排出系統(tǒng)投用的狀態(tài)，即一回路溫度降至180 ℃及以下，絕對(duì)壓力降到3.0 MPa以下。即輔助給水系統(tǒng)可將一回路帶到較低的溫度和較低的壓力狀態(tài)。圖8為L(zhǎng)LS和ASG正常啟動(dòng)情況下主要參數(shù)的變化。

從結(jié)果分析，在軸封完整且輔助給水系統(tǒng)投用的情況下，一回路水和蒸汽發(fā)生器的水裝量在事故早期是可保證的，且堆芯長(zhǎng)期處于淹沒狀態(tài)，一回路壓力逐漸降低，從而有效緩解事故的進(jìn)程。但如果蒸汽發(fā)生器得不到水源的補(bǔ)充，則仍會(huì)演變?yōu)閷?dǎo)致堆芯損壞的嚴(yán)重事故。如表1所列，在全廠斷電事故情況下，如果LLS系統(tǒng)正常啟動(dòng)，且ASG汽動(dòng)泵正常啟動(dòng)，則在32.63 h內(nèi)反應(yīng)堆不會(huì)發(fā)生堆芯的降級(jí)損壞，這就給事故緩解提供了較長(zhǎng)的準(zhǔn)備時(shí)間，在這種情況下，如果在蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量蒸干前，及時(shí)實(shí)施二回路補(bǔ)水，則可將反應(yīng)堆冷卻至安全狀態(tài)，從而將事故緩解。

圖7 ASG不同投用時(shí)間下主要參數(shù)變化

圖8 LLS和ASG正常啟動(dòng)情況下主要參數(shù)的變化

3 一回路補(bǔ)水的影響

在發(fā)生全廠斷電的情況下，假設(shè)水壓試驗(yàn)泵汽輪發(fā)電機(jī)組LLS未能成功啟動(dòng)，形成軸封破口，造成一回路水裝量喪失。不論輔助給水系統(tǒng)ASG是否投用，一回路水裝量的減少必然會(huì)導(dǎo)致堆芯的裸露，進(jìn)而損壞堆芯。如果能及時(shí)實(shí)現(xiàn)一回路補(bǔ)水，使堆芯處于淹沒狀態(tài)，則可保證反應(yīng)堆的安全，通過長(zhǎng)期的一回路沖排(feed-and-bleed)冷卻，可將反應(yīng)堆冷卻至可控狀態(tài)。

在《核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求》中，對(duì)福島后改進(jìn)行動(dòng)中附加移動(dòng)泵和注水管線設(shè)置提出了要求，即在核電廠部分或全部安全系統(tǒng)功能喪失的情況下，通過移動(dòng)泵和外界動(dòng)力向一回路應(yīng)急補(bǔ)水以帶出余熱。然而，一回路應(yīng)急補(bǔ)水能否達(dá)到預(yù)期效果的關(guān)鍵在于堆芯是否保持了一定的冷卻形狀，考慮到結(jié)團(tuán)熔渣不易冷卻，且未實(shí)施堆腔注水的情況下，最終的可控冷卻狀態(tài)需保持堆芯支撐不發(fā)生失效。

考慮到移動(dòng)泵和注水管線的能力，假設(shè)一回路系統(tǒng)壓力降至2.0 MPa后才可實(shí)現(xiàn)注入，且注入流量為15 kg/s。穩(wěn)壓器卸壓功能延伸是將系統(tǒng)壓力降至預(yù)期壓力的有效途徑，由于過早手動(dòng)開啟穩(wěn)壓器安全閥會(huì)導(dǎo)致一回路水裝量的喪失，因此仍考慮在堆芯出口溫度達(dá)650 ℃時(shí)手動(dòng)開啟安全閥來卸壓，而當(dāng)系統(tǒng)壓力下降至2.0 MPa(約3.06 h)后，根據(jù)設(shè)備的準(zhǔn)備情況開展一回路應(yīng)急補(bǔ)水，如果設(shè)備準(zhǔn)備出現(xiàn)延遲，事故將進(jìn)一步發(fā)展，分析不同延遲時(shí)間對(duì)堆芯形狀的影響。圖9為一回路應(yīng)急補(bǔ)水在不同時(shí)間投入時(shí)主要參數(shù)的變化。

在全廠斷電事故進(jìn)程中，在穩(wěn)壓器安全閥實(shí)施手動(dòng)卸壓后，安注箱投用，約4.4 h時(shí)，安注箱水用盡。在安注箱水可用的時(shí)間內(nèi)，堆芯處于部分可冷卻狀態(tài)，堆芯徑向外圍環(huán)區(qū)(R3、R4、R5)只出現(xiàn)少量包殼氧化，未出現(xiàn)燃料破損現(xiàn)象。安注箱水耗盡后，堆芯完全裸露，堆芯損壞的速率加快。在事故后5 h投入一回路應(yīng)急補(bǔ)水的情況下，堆芯冷卻至可控冷卻狀態(tài)，未出現(xiàn)堆芯支撐板失效，堆芯熔融物未落入下封頭，堆芯損壞的程度未出現(xiàn)明顯擴(kuò)大。而在事故后5.6 h投入一回路應(yīng)急補(bǔ)水的情況下，堆芯支撐板則發(fā)生失效，熔融物落入下封頭，由于結(jié)團(tuán)熔渣不易冷卻，存在下封頭失效的風(fēng)險(xiǎn)，進(jìn)而導(dǎo)致一回路補(bǔ)水失敗。

圖9 堆芯狀態(tài)的變化

總之，如果能及時(shí)實(shí)現(xiàn)一回路補(bǔ)水，將反應(yīng)堆冷卻至可控狀態(tài)，從而將全廠斷電嚴(yán)重事故進(jìn)行緩解，將堆芯熔融物滯留于壓力容器內(nèi)，避免了放射性物質(zhì)的大量釋放的風(fēng)險(xiǎn)。

4 總結(jié)

全廠斷電事故是有可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的典型事故序列，從M310系列機(jī)組的特點(diǎn)出發(fā)，研究了在發(fā)生全廠斷電事故的情況下，電廠現(xiàn)有汽動(dòng)設(shè)備(LLS系統(tǒng)、ASG系統(tǒng))投用與否及投用時(shí)間對(duì)事故進(jìn)程的影響，進(jìn)而得出事故緩解過程中一、二回路補(bǔ)水的需求。在福島事故發(fā)生后，國(guó)家核安全局提出的福島改進(jìn)要求中也對(duì)我國(guó)核電廠一、二回路補(bǔ)水能力提出了改進(jìn)要求，以應(yīng)對(duì)類似福島這樣的全廠斷電事故。通過全廠斷電事故過程中堆芯狀態(tài)的跟蹤，初步分析了一回路應(yīng)急補(bǔ)水投入時(shí)間是否可將堆芯冷卻至可控狀態(tài)，即滿足堆芯熔融物壓力容器內(nèi)滯留的要求。分析表明，通過一、二回路的補(bǔ)水措施，對(duì)于應(yīng)對(duì)類似福島的全廠斷電事故是有效的，避免了放射性物質(zhì)的大規(guī)模釋放。

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