壓水堆核電廠嚴重事故卸壓閥能力評估

邵 舸，佟立麗，曹學武

（上海交通大學機械與動力工程學院，上海200240）

核電廠發(fā)生高壓熔堆嚴重事故后，壓力容器下封頭失效時高溫堆芯熔融物將噴射到堆腔中，稱為高壓熔噴（HPME）［1］，導致安全殼大氣被加熱，安全殼結(jié)構(gòu)完整性受到威脅，稱為安全殼直接加熱（DCH）［2］。為避免DCH發(fā)生，通常采取手動打開穩(wěn)壓器安全閥實施一回路卸壓策略。然而在一回路卸壓策略實施過程中，穩(wěn)壓器安全閥要保持長時間開啟狀態(tài)，高溫蒸汽持續(xù)流經(jīng)安全閥，對安全閥的機構(gòu)造成影響，有發(fā)生高溫失效的風險［3］。為保證一回路卸壓策略的實施，OLKILUOTO 1＆2號機組對卸壓閥進行了改造確保閥門在嚴重事故工況下保持常開狀態(tài)［4］，Yonggwang 3＆4以及Ulchin 3＆4機組增加安全卸壓系統(tǒng)（SDS）以實施卸壓［5］，EPR堆額外設(shè)置了兩列冗余嚴重事故卸壓閥（Severe Accident Depressurization Valve，SADV），按照嚴重事故管理導則當堆芯出口溫度達到650℃時，操縱員手動開啟SADV［6］。嚴重事故卸壓閥由直流供電的卸壓閥（球形閥）與隔離閥（閘閥）組成。每列嚴重事故專用卸壓閥（正常運行時關(guān)閉）的卸壓能力為17.6bar下飽和蒸汽量為900t／h，與三列安全閥總的卸壓能力相似（3×300t／h）［7］。參考EPR堆型，在新建的二代加改進壓水堆核電廠中擬增加嚴重事故卸壓閥在嚴重事故時對一回路進行快速卸壓。本文以我國百萬千瓦級壓水堆核電廠作為對象，選取典型的高壓熔堆嚴重事故序列，應用機理性程序建立電廠模型，對嚴重事故卸壓閥的快速卸壓能力進行分析。

1 事故序列計算分析

根據(jù)相關(guān)PSA報告以及美國核管會（USNRC）關(guān)于重要嚴重事故序列的選取準則［8］，選取喪失廠外電疊加汽動輔助給水泵失效（TMLB′），一回路管道小破口（SBLOCA），喪失主給水事故（LOFW）序列，針對嚴重事故卸壓閥（SADV）是否動作進行分析，具體假設(shè)條件見表1。

百萬千瓦級核電廠分析模型如圖1所示。該模型包括一回路系統(tǒng)及相關(guān)的二回路系統(tǒng)。一回路系統(tǒng)由三個環(huán)路組成，包括壓力容器，穩(wěn)壓器，蒸汽發(fā)生器，主泵，主管道和中壓安注，其中285節(jié)點模擬SADV。二回路主要簡單模擬主蒸汽管線，主給水，輔助給水以及汽輪機。

表1 嚴重事故序列假設(shè)Table 1 Assumptions for severe accident sequences

圖1 電廠模型節(jié)點圖Fig.1 Node of nuclear power plant model

1.1 SADV不開啟事故序列計算分析

表2給出了三條事故序列在SADV不開啟時的關(guān)鍵進程點。假定0s事故發(fā)生，蒸汽發(fā)生器由于喪失給水，水位不斷下降直至水完全被蒸干（圖2（a）），無法及時導出主系統(tǒng)熱量，導致一回路壓力上升。假設(shè)穩(wěn)壓器安全閥有效不發(fā)生故障，所以壓力在安全閥整定值附件波動（圖2（b））。假設(shè)高低壓安注失效，同時一回路壓力并未降至中壓安注整定值，導致堆芯逐漸裸露（圖2（c）），堆芯溫度迅速上升（圖2（d）），隨著堆芯溫度的不斷升高，堆芯開始熔化，下封頭內(nèi)開始出現(xiàn)熔融池（圖3（a）），直至堆芯坍塌到下封頭時，熔融池高度迅速增加，當壓力容器下封頭由于熔融物的加熱蠕變失效時，一回路壓力為16.5MPa。

圖2 SADV不開啟時各事故中蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位（a），一回路壓力（b），壓力容器水位（c），堆芯最高溫度（d）的變化Fig.2 Secondary water level of SG（a），RCS pressure（b），water level of RPV（c），highest core temperature（d）in various accidents without opening of SADV

圖2 SADV不開啟時各事故中蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位（a），一回路壓力（b），壓力容器水位（c），堆芯最高溫度（d）的變化Fig.2 Secondary water level of SG（a），RCS pressure（b），water level of RPV（c），highest core temperature（d）in various accidents without opening of SADV

圖3 SADV不開啟時下封頭內(nèi)熔融池高度（a），SADV開啟時下封頭內(nèi)熔融池高度（b）Fig.3 Molten pool height in lower head of RPV without opening of SADV（a），molten pool height in lower head of RPV with opening of SADV（b）

1.2 SADV開啟事故序列計算分析

表2給出了3條事故序列在SADV開啟時的關(guān)鍵進程點。假定0s事故發(fā)生后，按照嚴重事故管理導則，堆芯出口溫度達到650℃時，操縱員手動開啟SADV。隨后由于冷卻劑從SADV大量排出（圖4（a）），一回路壓力急劇下降（圖4（b）），當一回路壓力下降到安注箱的開啟整定值時，中壓安注投入（圖4（c）），一回路冷卻劑得到補充，壓力容器水位開始上升（圖4（d））。隨著安注箱排空，壓力容器水位在短期上升后逐漸下降，堆芯熔化不可避免。堆芯坍塌到下封頭時熔融池高度迅速增加（圖3（b）），由于中壓安注投入堆芯開始熔化及坍塌到下封頭的時間都有延遲。當壓力容器下封頭蠕變失效時，一回路壓力均小于1.38MPa。

2 事故序列對比分析

根據(jù)美國核管會（NRC）的報告壓力容器下封頭失效時反應堆冷卻劑系統(tǒng)與安全殼之間的壓差可以作為衡量安全殼直接加熱（DCH）預防與緩解效果的標準，當該壓差小于1.38MPa時，就可以認為不會發(fā)生安全殼直接加熱（DCH）后果［9］。表2為TMLB′，SBLOCA以及LOFW事故序列主要進程。如果操縱員不手動開啟SADV，當壓力容器下封頭失效時一回路壓力為16.5MPa，有發(fā)生高壓熔噴與安全殼直接加熱的風險，而開啟SADV后壓力容器下封頭失效時一回路壓力均小于1.38MPa，可以有效防止高壓熔噴與安全殼直接加熱現(xiàn)象的發(fā)生。

圖4 SADV開啟時各事故中一回路壓力（a），閥門流量（b），壓力容器水位（c），中壓安注流量（d）的變化Fig.4 RCS pressure（a），flow rate through SADV（b），water level of RPV（c），flow rate of accumulator（d）in various accidents with opening of SADV

表2 典型事故序列進程Table 2 Progress of typical accident sequence

3 卸壓閥面積影響分析

選取喪失主給水事故其他條件保持不變，采用閥門面積為4.8×10-3m2的卸壓閥，分析閥門面積對計算結(jié)果影響。與閥門面積8.71×10-3m2相比，SADV打開時間相同，但閥門排放流量減?。▓D5（a）），壓力容器最終在19 050s時發(fā)生蠕變失效，此時一回路壓力為0.31MPa，滿足了卸壓的要求（圖5（b））。閥門面積變小使得閥門排放流量減小，一回路壓力下降得更為緩慢，中壓安注投入時間延遲，堆芯熔化及下封頭熔穿的時間也相應延遲，下封頭失效時的壓力增加了0.13MPa。

圖5 SADV不同面積下流量（a），一回路壓力（b）Fig.5 Flowrate of SADV（a），RCS pressure（b）with different SADV area

4 結(jié)論

參考EPR堆型，在新建的二代加改進壓水堆核電廠中增加嚴重事故卸壓閥在嚴重事故時對一回路進行快速卸壓。選取TMLB′，SBLOCA，LOFW三條典型高壓熔堆事故序列進行計算分析，結(jié)果表明如果操縱員不手動開啟嚴重事故卸壓閥，三條事故序列均有發(fā)生高壓熔噴與安全殼直接加熱的風險；當根據(jù)嚴重事故管理導則開啟嚴重事故卸壓閥后，可有效降低反應堆主回路系統(tǒng)的壓力，防止高壓熔噴與安全殼直接加熱現(xiàn)象的發(fā)生。同時SADV閥門面積減小將延遲下封頭失效時間，下封頭失效時RCS壓力會有所增加，在所分析的工況下，仍然能夠滿足RCS的卸壓要求。

［1］ Hanson D.J.Depressurization as an accident management strategy to minimize the consequences of direct containment heating［R］.NUREG／CR-5447，USA：NRC，1990.

［2］ Brownson D.A.Intentional depressurization accident management strategy for PWR［R］.NUREG／CR-5937，USA：NRC，1993.

［3］ Zhang K.，Cao X.W.，Deng J.，et al.Evaluation of intentional depressurization strategy in Chinese 600 MWe PWR NPP［J］.Nuclear Engineering and Design.2008，238：1720-1727.

［4］ Heikki Sjovall.Severe accident management in Olkiluoto 1and 2［C］／／OECD workshop on the implementation of severe accident management measures.PSI-Villigen，Switzerland，2001.

［5］ Kwon Y.M.，Lim H.S.，Song J.H.Design options for safety depressurization system［J］.Nuclear Engineering and Design.1998，179：287-296.

［6］ Francois Bouteille，Garo Azarian，Dietmar Bittermann，et al.The EPR overall approach for severe accident mitigation［J］.Nuclear Engineering and Design.2006，236：1464-1470.

［7］ Azarian G，Gandrille P，Gasperini M，et al.Severe accident analysis to prevent high pressure scenarios in the EPR［C］／／Proceedings of ICAPP′10.San Diego，California USA：Curran Associates，2010：1189-1200.

［8］ USNRC.Individual plant examination for severe accident vulnerabilities［R］.10CFR 50.54（f），USA：NRC，1988.

［9］ USNRC.Severe accident risks：an assessment for five U.S.nuclear power plants［R］.NUREG-1150，USA：NRC，1990.