CPR1000全廠斷電疊加蒸汽發(fā)生器安全閥誤開啟事故引起的嚴(yán)重事故分析

李龍澤，王明軍，田文喜，蘇光輝，秋穗正

(1.西安交通大學(xué) 動(dòng)力工程多相流國(guó)家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，陜西 西安 710049；

2.西安交通大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)系，陜西 西安 710049)

全廠斷電事故是指核電廠失去廠外電源的事故，是可能導(dǎo)致堆芯損傷的一類嚴(yán)重事故，因此對(duì)全廠斷電的研究十分重要。在國(guó)內(nèi)，張亞培等[1]對(duì)CPR1000全廠斷電的事故瞬態(tài)進(jìn)行了分析；季松濤等[2]對(duì)秦山核電廠全廠斷電事故疊加小破口事故序列進(jìn)行了分析；郎明剛等[3]對(duì)大亞灣核電站全廠斷電下裂變產(chǎn)物行為進(jìn)行了分析；陳耀東[4]以600 MW機(jī)組為對(duì)象，研究了緩解措施對(duì)全廠斷電事故進(jìn)程的影響。在國(guó)外，Atanasova等[5]進(jìn)行了VVER1000在全廠斷電疊加穩(wěn)壓器泄壓閥開啟后卡住的事故計(jì)算；Chatterjee等[6]進(jìn)行了VVER全廠斷電疊加不同尺寸破口的分析計(jì)算，得出氫氣產(chǎn)生、放射性產(chǎn)物釋放等與破口尺寸的關(guān)系；Cherubini等[7]研究了全廠斷電工況下，基于非能動(dòng)給水的最佳事故管理策略；Changwook等[8]研究了全廠斷電情況下冷卻劑系統(tǒng)降壓的事故管理策略的作用。綜上所述，對(duì)全廠斷電事故的研究中，考慮蒸汽發(fā)生器(SG)的安全閥誤開啟的研究較少，本文將利用MELCOR程序?qū)PR1000進(jìn)行建模，研究全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟事故，得到該種工況下的嚴(yán)重事故進(jìn)程，并驗(yàn)證該種工況下輔助給水等緩解措施的作用，旨在為制定相關(guān)安全導(dǎo)則提供理論依據(jù)。

1 模型建立

MELCOR程序?yàn)橐煌暾牡诙到y(tǒng)性程序，是由美國(guó)Sandia國(guó)家實(shí)驗(yàn)室為美國(guó)核管理委員會(huì)開發(fā)的PSA和嚴(yán)重事故分析工具，能模擬輕水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程的主要現(xiàn)象，并能計(jì)算放射性核素的源項(xiàng)及其釋放后果。

CPR1000是中廣核集團(tuán)推出的中國(guó)改進(jìn)型百萬千瓦級(jí)的壓水堆核電廠方案。本工作在獲得CPR1000的一些結(jié)構(gòu)參數(shù)和運(yùn)行參數(shù)的基礎(chǔ)上，經(jīng)合理簡(jiǎn)化處理，建立MELCOR程序的CPR1000嚴(yán)重事故分析模型。

1.1 CPR1000主回路節(jié)點(diǎn)劃分

反應(yīng)堆的一回路節(jié)點(diǎn)劃分中，由于對(duì)稱性，將原有三環(huán)路簡(jiǎn)化成一個(gè)環(huán)路，并帶有穩(wěn)壓器。圖1為CPR1000一回路MELCOR節(jié)點(diǎn)圖。如圖1所示，對(duì)壓力容器、SG、主管道熱管段、冷管段、軸封、穩(wěn)壓器、泄壓箱和安注箱等進(jìn)行了控制體劃分。這些控制體通過流道連接在一起，對(duì)于SG二次側(cè)，利用時(shí)間相關(guān)控制體進(jìn)行主給水、輔助給水和主蒸汽系統(tǒng)的模擬。

圖1 CPR1000主回路節(jié)點(diǎn)劃分

1.2 堆芯節(jié)點(diǎn)劃分

MELCOR程序在COR模塊對(duì)堆芯區(qū)域(包含堆芯、下腔室兩個(gè)控制體)進(jìn)行更加細(xì)致的劃分，如圖2所示。圖2中，堆芯區(qū)域被劃分為軸向14段、徑向4環(huán)的結(jié)構(gòu)。這其中軸向的第4段到第13段屬于堆芯活性區(qū)，第1段到第3段是下腔室區(qū)域，正常工況下，下支撐板是在軸向第3段，第14段是堆芯上部非活性區(qū)。堆芯模塊還對(duì)下封頭進(jìn)行了專門定義，在本文中下封頭也劃分為4個(gè)環(huán)區(qū)，環(huán)區(qū)中含有10個(gè)貫穿件，它們中每個(gè)失效后產(chǎn)生的破口大小均為0.076 m2。

圖2 堆芯/下腔室節(jié)點(diǎn)劃分

1.3 安全殼節(jié)點(diǎn)劃分

安全殼的控制體劃分較簡(jiǎn)單，只是粗略地將安全殼劃分為4個(gè)控制體：全殼上部空間、安全殼下部環(huán)形空間、堆坑和換料水池，這些控制體間由流道相互連接。

2 事故描述及分析條件

利用MELCOR程序模擬CPR1000全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟情況下的嚴(yán)重事故進(jìn)程，詳細(xì)分析事故發(fā)生到堆芯熔融物落入堆坑的整個(gè)過程。事故發(fā)生(0 s)前，通過計(jì)算得到穩(wěn)態(tài)運(yùn)行情況。事故發(fā)生后，一回路主泵惰轉(zhuǎn)，反應(yīng)堆緊急停堆，控制棒在2 s后插入反應(yīng)堆底部；二回路主給水中斷，SG安全閥誤開啟，主蒸汽系統(tǒng)旁通大氣。由于二回路熱阱的逐漸消失，一回路的溫度和壓力不斷上升，當(dāng)其壓力超過穩(wěn)壓器泄壓閥的整定值(17.1 MPa)時(shí)，泄壓閥打開。冷卻劑通過泄壓閥不斷流失，使堆芯逐漸裸露，包殼溫度上升。當(dāng)包殼溫度上升至1 273.15 K時(shí)，包殼失效，放射性物質(zhì)開始泄漏，堆芯逐漸熔化、坍塌。表1列出分析中所用的重要初始條件和邊界條件。

堆芯熔化后，熔融碎片落入下支撐板上，下支撐板在溫度超過其熔化溫度(1 700 K)時(shí)失效，熔融物落入下腔室，這將使下封頭溫度不斷升高，當(dāng)溫度超過貫穿件的熔化溫度時(shí)，下封頭失效，熔融物和水將從破口處進(jìn)入堆腔。熔融物進(jìn)入堆腔后，可能使堆腔中的水發(fā)生蒸汽爆炸，影響安全殼的完整性，同時(shí)熔融物與堆腔地板混凝土發(fā)生反應(yīng)，產(chǎn)生大量氫氣和一氧化碳等可燃性氣體，威脅安全殼完整性。

表1 模型部分初始條件與參數(shù)

本文在計(jì)算全廠斷電嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，考慮不同電廠狀況疊加影響，包括：1) 安注箱的投入；2) 軸封泄漏；3) 輔助給水的投入。根據(jù)不同假設(shè)，將事故計(jì)算分成表2中所列的3種不同類型。

表2 建模的3種假設(shè)條件

3 計(jì)算結(jié)果分析

在嚴(yán)重事故分析中，一回路的熱工水力參數(shù)變化和狀況直接影響到整個(gè)反應(yīng)堆的安全，對(duì)有關(guān)人員制定相應(yīng)的嚴(yán)重事故應(yīng)對(duì)策略有著重要的意義。部分重要CPR1000熱工水力參數(shù)變化情況示于圖3～6。

從圖3可看出，在事故發(fā)生前即0 s時(shí)，一回路壓力穩(wěn)定在15.8 MPa左右，事故發(fā)生后，一回路壓力出現(xiàn)急劇下降，這與典型的全廠斷電事故結(jié)果有所區(qū)別。這是因?yàn)镾G安全閥在0 s后直接開啟，使二回路蒸汽流動(dòng)速度大增，冷卻能力大幅增加，最終使一回路壓力降低，安注箱投入使用。TYPE1和TYPE3中，輔助給水未投入，加上安全閥誤開啟，SG二次側(cè)快速燒干(如表1所列)，二次側(cè)熱阱消失，這使一回路壓力又逐漸上升，其中由于軸封泄漏，TYPE3相比TYPE1的壓力上升慢，最終它們的壓力均會(huì)超過穩(wěn)壓器泄壓閥的整定值(17.1 MPa)，并在泄壓閥調(diào)節(jié)下穩(wěn)定在這一整定值。最后，在大于9 000 s時(shí)，因下封頭失效，TYPE1和TYPE3的壓力會(huì)突然下降。對(duì)于TYPE2，在0 s時(shí)就有輔助給水投入，加上安全閥誤開啟，因此SG二次側(cè)一直保持了很強(qiáng)的冷卻能力，這使一回路的壓力可維持在一個(gè)較低的水平(約4.3 MPa)，直到壓力容器下封頭在大于38 000 s時(shí)失效。

從圖4可看出，事故發(fā)生后，冷管段和熱管段的溫度出現(xiàn)了一大的下降過程，這是因反應(yīng)堆緊急停堆，且SG安全閥誤開啟導(dǎo)致二次側(cè)冷卻加快。隨后，對(duì)于TYPE1和TYPE3，在衰變熱的作用下，熱管段和冷管段的冷卻劑溫度逐漸上升，直至飽和溫度。在大于9 000 s，下封頭失效，溫度出現(xiàn)一陡降。對(duì)于TYPE2，衰變熱和二次側(cè)冷卻的共同作用使冷管段溫度先小幅上升，后又下降，直至維持穩(wěn)定，其溫度總體要比另外兩種類型下的溫度低。圖4b～d中，熱管段的飽和溫度變化與一回路壓力變化一致。

圖3 一回路壓力隨時(shí)間的變化

從圖5a可看出，事故發(fā)生一段時(shí)間后冷卻劑逐漸流失，使堆芯緩慢裸露。TYPE2和TYPE3中堆芯開始裸露的時(shí)間較TYPE1的要早約2 000 s，這是因在120 s時(shí)，一回路冷卻劑開始通過失效軸封流失。TYPE1中，由于一回路壓力上升，泄壓閥打開，一回路冷卻劑通過泄壓閥不斷流失，最后導(dǎo)致堆芯液位下降。TYPE3中，在一段時(shí)間后泄壓閥也會(huì)打開，使冷卻劑通過泄壓閥和軸封同時(shí)流失。從圖5a還可看出，雖然TYPE1中堆芯開始裸露的時(shí)間較晚，但它與TYPE3中堆芯完全裸露的時(shí)間幾乎相同，TYPE2中堆芯完全裸露的時(shí)間則要晚約30 000 s。從圖5b可看出，由于上述的各種原因，在一段時(shí)間后，下腔室的水位會(huì)隨冷卻劑的流失而下降。在9 000 s左右，對(duì)于TYPE1和TYPE3，下腔室的水位突然下降至0，這是下封頭失效后，堆芯碎片和水一起噴射入堆腔的緣故。對(duì)于TYPE2，隨下封頭失效時(shí)間的推后，這一現(xiàn)象發(fā)生的時(shí)間也隨之推后。

圖4 一回路的冷卻劑溫度隨時(shí)間的變化

圖5 水位隨時(shí)間的變化

圖6 堆芯燃料溫度隨時(shí)間的變化

嚴(yán)重事故分析的最重要的任務(wù)是阻止堆芯的熔化和壓力容器的失效，因此對(duì)于堆芯燃料的熱工分析非常重要。

圖6中CELL-1NN代表一環(huán)區(qū)軸向1NN號(hào)單元的燃料溫度。如圖6所示，由于SG安全閥誤開啟以及反應(yīng)堆停堆，燃料溫度在0 s后均出現(xiàn)了陡降。圖6a、c中，燃料溫度降到最低點(diǎn)后開始上升，而圖6b中，二次側(cè)持續(xù)的冷卻使燃料溫度維持在低溫一段時(shí)間，然后上升。圖中開始時(shí)冷卻劑淹沒堆芯，各單元與冷卻劑間傳熱很好，溫度分布均勻，之后堆芯逐漸裸露，各部分的傳熱不均勻。圖中最上層的單元溫度上升最先加快，越在下部的單元，裸露得越晚，溫度上升加快的時(shí)刻越晚。所有單元燃料溫度最終均陡降至0，這表示單元的燃料在該時(shí)刻已失效。對(duì)比3種假設(shè)的燃料溫度變化，可看出TYPE2中燃料變成碎片的時(shí)間要晚于TYPE1和TYPE3(晚約16 000 s)。最后根據(jù)分析計(jì)算得到了3種情況下的事故進(jìn)程(表3)。

通過分析可看出，SG安全閥誤開啟對(duì)嚴(yán)重事故的進(jìn)程有很大的影響，安注箱可較早投入使用，安注水可在事故中得到有效的應(yīng)用。軸封泄漏的產(chǎn)生，會(huì)對(duì)一回路的壓力、堆芯處水位的變化等產(chǎn)生重要影響。從對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程的緩解效果來說，軸封泄漏對(duì)于事故后期的燃料包殼破損(提前500 s)、堆芯熔化(延后約100 s)、壓力容器的失效(延后約50 s)等的影響并不明顯?？傮w而言，軸封泄漏對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程緩解作用有限，輔助給水對(duì)嚴(yán)重事故的進(jìn)程有巨大的緩解作用。

表3 全廠斷電疊加SG安全閥誤開啟事故進(jìn)程

4 結(jié)論

1) 由于SG安全閥誤開啟，一回路壓力在早期下降很大，安注箱能在事故早期(30 s)投入使用，安注箱中的水能得到充分利用。但安全閥誤開啟會(huì)加快二次側(cè)冷卻水的消耗，影響二次側(cè)的冷卻能力。

2) 軸封泄漏對(duì)全廠斷電嚴(yán)重事故進(jìn)程中的許多參數(shù)(如一回路壓力)均有重要影響。在無輔助給水和軸封泄漏情況下，穩(wěn)壓器泄壓閥在2 550 s開啟，堆芯在5 840 s裸露，燃料在7 837 s開始出現(xiàn)破損，壓力容器在9 576 s失效。而軸封泄漏的存在會(huì)使穩(wěn)壓器泄壓閥開啟延后約3 000 s，堆芯開始裸露時(shí)間提前2 600 s，燃料包殼開始破損時(shí)間提前約500 s，壓力容器失效延后約50 s。

3) 輔助給水可維持二回路熱阱的存在，對(duì)全廠斷電嚴(yán)重事故的進(jìn)程有非常大的影響，緩解作用很明顯。輔助給水的存在使穩(wěn)壓器泄壓閥不用開啟，堆芯裸露時(shí)間提前約500 s，包殼開始破損時(shí)間延后約16 000 s，壓力容器失效延后約30 000 s。

結(jié)論表明，在全廠斷電嚴(yán)重事故發(fā)生后，輔助給水可將堆芯熔化等事故的發(fā)生時(shí)間大幅延后，為人為干預(yù)事故爭(zhēng)取更多的時(shí)間。整個(gè)計(jì)算結(jié)果對(duì)嚴(yán)重事故導(dǎo)則制定有著重要的意義。

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