嚴重事故管理導(dǎo)則入口條件研究

馮上任，佟立麗

(上海交通大學(xué)機械與動力工程學(xué)院，上海200240)

嚴重事故管理導(dǎo)則入口條件研究

馮上任，佟立麗

(上海交通大學(xué)機械與動力工程學(xué)院，上海200240)

嚴重事故管理導(dǎo)則的入口是從電廠應(yīng)急運行規(guī)程(EOP)向嚴重事故管理導(dǎo)則(SAMG)轉(zhuǎn)換的條件，也是嚴重事故緩解行動的重要依據(jù)。本文選取失去四級電源導(dǎo)致的典型高壓熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)導(dǎo)致的典型低壓熔堆序列，根據(jù)嚴重事故堆芯劇烈氧化機理，得出了燃料溫度、氫氣產(chǎn)生速率及產(chǎn)氫量、入口集管過冷度以及慢化劑液位的關(guān)系。結(jié)果表明入口集管過冷度小于0且持續(xù)十幾分鐘，同時慢化劑系統(tǒng)的狀態(tài)指示慢化劑液位低于6900mm，可以作為嚴重事故管理的入口條件。最后，闡述了目前電廠EOP向SAMG轉(zhuǎn)換的機制，并提出了改進的意見。

嚴重事故；嚴重事故管理導(dǎo)則；入口條件；慢化劑液位

坎杜堆核電廠主熱傳輸系統(tǒng)(PHTS)由兩個環(huán)路組成，每個環(huán)路由2臺主泵、2臺蒸汽發(fā)生器、2個入口集管、2個出口集管和連接管形成一個“8”字型結(jié)構(gòu)。反應(yīng)堆的堆芯組件包括：一個水平放置的排管容器，排管容器內(nèi)貫穿排列著380根排管，排管通過環(huán)形定位圈與壓力管固定，每個壓力管內(nèi)軸向分布著12個燃料棒束，每個燃料棒束由37根燃料棒組成。

坎杜業(yè)主聯(lián)合會(COG)于2002年1月成立了嚴重事故工作組，并于2003年8 月至2006年10月開發(fā)完成了坎杜堆通用版嚴重事故管理導(dǎo)則(SAMG)，即 “COG 通用版 SAMG”。 COG通用版SAMG是COG 在總結(jié)國際上坎杜堆嚴重事故最新研究成果的基礎(chǔ)上開發(fā)的一套適用于坎杜堆的通用的指導(dǎo)性、框架型文件。其框架和邏輯是參考西屋業(yè)主聯(lián)合會(WOG)通用版 SAMG 進行開發(fā)的。各坎杜電廠在COG通用版的基礎(chǔ)上，結(jié)合電廠的具體設(shè)計，開發(fā)出針對自身電廠的SAMG[1-2]。

SAMG的首要任務(wù)是確定嚴重事故的入口導(dǎo)則，入口導(dǎo)則決定著電廠從應(yīng)急運行規(guī)程(EOP)向SAMG的轉(zhuǎn)換。從事故預(yù)防向事故緩解的轉(zhuǎn)換點應(yīng)該設(shè)定在“堆芯即將損壞”或“堆芯開始損壞”之前的某個時刻。轉(zhuǎn)換點的選擇可能影響隨后對裂變產(chǎn)物屏障威脅的程度和序列[3]。

嚴重事故管理導(dǎo)則技術(shù)基礎(chǔ)報告EPRI TBR[4]確定的主要監(jiān)測參數(shù)是：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的損壞狀態(tài)，包括包殼氧化、堆芯嚴重損壞和多數(shù)堆芯碎片累積到安全殼中(壓力容器外)。入口條件的確定是根據(jù)EPRI TBR中堆芯氧化機理，經(jīng)過大量分析工作而確定的。研究表明，堆芯溫度在1273～1373K時鋯合金與水蒸氣的反應(yīng)Zr+2H2O→ZrO2+2H2較為明顯。如果不及時采取措施，可能導(dǎo)致堆芯大面積的損壞。因此，在堆芯溫度達到此溫度前應(yīng)該轉(zhuǎn)入嚴重事故管理導(dǎo)則。

通常，西屋型壓水堆嚴重事故管理[5]的入口條件為堆芯出口溫度達到650℃。對于坎杜堆，因其電廠特性與壓水堆相差很大，堆芯出口溫度不再適用，一般將坎杜堆的入口條件歸結(jié)為：1) 堆芯冷卻的惡化；2) 大量的裂變產(chǎn)物釋放到安全殼；3) 慢化劑溫度呈現(xiàn)不可控增長或者慢化劑液位下降[1]。

本文選擇典型的高壓熔堆和低壓熔堆事故序列為分析對象，研究了燃料溫度、氫氣的釋放量和入口集管過冷度、慢化劑液位的變化特點，進而確定坎杜堆嚴重事故入口條件。

1 嚴重事故管理導(dǎo)則入口條件分析

為了研究入口條件應(yīng)該達到何種狀態(tài)，本節(jié)選取了分別代表高壓熔堆和低壓熔堆的失去四級電源事故和大破口失水事故進行入口條件的分析。

1.1 失去四級電源事故

失去四級電源下疊加安全系統(tǒng)失效可能導(dǎo)致堆芯嚴重損壞。事故分析中假設(shè)事故發(fā)生后反應(yīng)堆立即停堆，失去四級電源和場內(nèi)所有輔助及應(yīng)急電源，PHTS環(huán)路隔離失效，主給水和輔助給水不可用，主蒸汽安全閥可用，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(包括高中低壓安注)不可用停堆冷卻系統(tǒng)不可用。

由圖1可以看出，在事故開始階段，由于反應(yīng)堆停堆，衰變熱通過主熱傳輸系統(tǒng)(PHTS)向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)傳遞，因此系統(tǒng)壓力下降。由于PHTS向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的熱傳遞導(dǎo)致二次側(cè)水沸騰，二次側(cè)壓力逐漸升高導(dǎo)致主蒸汽安全閥(MSSVs)開啟，并向安全殼外環(huán)境釋放蒸汽。二次側(cè)壓力維持在MSSVs的整定值，蒸汽發(fā)生器水位由于沸騰而快速降低。當蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水裝量耗盡后，不再作為導(dǎo)出PHTS熱量的熱阱。PHTS回路壓力上升，直到達到PHTS液體釋放閥(LRVs)的整定值，在此整定值附近振蕩。PHTS冷卻劑裝量通過LRVs不斷喪失，導(dǎo)致燃料通道干涸。同時，排管容器(CV)內(nèi)慢化劑沸騰。排管(CT)和壓力管(PT)逐漸升溫導(dǎo)致PT最終破裂。PT和CT破裂導(dǎo)致高壓冷卻劑向CV快速噴放，PHTS系統(tǒng)壓力急劇下降，慢化劑液位快速下降。入口集管溫度、入口集管壓力、排管容器內(nèi)的慢化劑液位如圖1、圖2所示。

圖1 入口集管溫度和壓力Fig.1 Temperature and Pressure of RIH

圖2 慢化劑液位Fig.2 Water level of moderator

根據(jù)堆芯氧化機理研究，鋯水反應(yīng)變得明顯的溫度大約為1273～1373K。選取燃料溫度持續(xù)上升并超過1300K，作為鋯合金包殼與水或水蒸氣相互作用明顯的起點。根據(jù)圖3堆芯燃料溫度圖可以看出，在時間點2(4.5h)時，由于傳熱能力降低，燃料溫度逐漸升高，到時間點3(4.74h)時，燃料溫度上升為1300K，開始發(fā)生鋯-水反應(yīng)，由圖2可知，此時慢化劑液位低于6900mm。氧化反應(yīng)的劇烈程度可以從是否產(chǎn)生氫氣以及氫氣的產(chǎn)生速率進行輔助分析。圖4給出了堆芯內(nèi)的氫氣速率隨時間的變化，可以看出在燃料溫度達到1300K時所對應(yīng)的時間點3之后，產(chǎn)氫速率已有明顯升高。從圖5看到時間點3時堆芯內(nèi)的氫氣總產(chǎn)量相對較少，之后氫氣大量產(chǎn)生，因此可以說明，在時間點3劇烈的鋯-水反應(yīng)即將開始，如果不采取有效的緩解措施，堆芯將急劇惡化。

圖3 燃料溫度Fig.3 Fuel bundle temperature

圖4 堆芯內(nèi)的氫氣產(chǎn)生速率Fig.4 Hydrogen production rate in the core

圖5 堆芯內(nèi)的氫氣產(chǎn)生量Fig.5 Hydrogen production in the core

嚴重事故管理導(dǎo)則必須定義在事故進展期間用于診斷堆芯及電廠系統(tǒng)各種狀態(tài)的關(guān)鍵參數(shù)。因此，需要對失去四級電源序列下達到堆芯劇烈氧化的狀態(tài)時，熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)達到何狀態(tài)進行詳細分析。

如圖1入口集管溫度和入口集管壓力隨時間的變化曲線可知，在事故工況下PHTS入口溫度和壓力變化劇烈，基于“所需關(guān)鍵參數(shù)的數(shù)量最少，且易于判斷”的原則，綜合溫度和壓力的影響，可以通過過冷度反映堆芯喪失冷卻的狀態(tài)。

根據(jù)重水性質(zhì)可以得到入口集管壓力對應(yīng)的飽和溫度，將入口集管冷卻劑的飽和溫度減去入口集管冷卻劑的實際溫度就得到入口集管冷卻劑的過冷度如圖6所示。入口集管過冷度在時間點1(2.9h)開始小于0，說明冷卻劑已經(jīng)沸騰，如圖2所示在這個階段排管容器內(nèi)的慢化劑液位大于6900mm，即燃料通道是被慢化劑淹沒的，慢化劑可以冷卻堆芯，堆芯未產(chǎn)生氫氣(見圖5)，說明堆芯未發(fā)生熔化。入口集管過冷度在時間點2(4.5h)再次小于0且在隨后的事故進程中一直保持小于0。如圖2所示在時間點2開始慢化劑液位低于第一排壓力管的高度，時間點3排管容器內(nèi)的慢化劑液位已經(jīng)小于6900mm，即燃料通道已經(jīng)裸露，從而失去了移出堆芯衰變熱的熱阱能力。從時間點2開始約十幾分鐘后入口集管過冷度達到時間點3(4.74h)處的值，劇烈的鋯-水反應(yīng)即將開始，如果不采取有效的緩解措施堆芯將急劇惡化。

圖6 入口集管過冷度Fig.6 RIH subcooling margin

因此，在時間點3時，熱傳輸系統(tǒng)的狀態(tài)指示是：入口集管過冷度小于0且持續(xù)十幾分鐘；且慢化劑系統(tǒng)的狀態(tài)指示是慢化劑液位低于6900mm，可以作為嚴重事故管理的入口條件。

1.2 大破口失水事故

大破口失水事故采用了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)高中壓安注可用，速冷有效的事故序列。事故進程中假定0s環(huán)路1在堆芯出口集管(ROH)處發(fā)生雙端剪切斷裂事故，同時低壓安注失效，主給水、輔助給水不可用，慢化劑冷卻和端屏蔽冷卻不可用，停堆冷卻系統(tǒng)不可用。同時，假設(shè)PHTS環(huán)路隔離可用，如圖7所示，環(huán)路隔離閥在觸發(fā)信號下動作，使得破口環(huán)路1與完好環(huán)路2隔離，導(dǎo)致兩個環(huán)路的熱工響應(yīng)有所不同。

由于破口發(fā)生在環(huán)路1，因此環(huán)路1的系統(tǒng)壓力下降比環(huán)路2快很多，當環(huán)路1的壓力下降至5.5MPa時，PHTS環(huán)路隔離閥關(guān)閉。當系統(tǒng)壓力下降至4.14MPa時，高壓安注啟動。由于輔助給水和停堆冷卻系統(tǒng)失效，導(dǎo)致環(huán)路2的壓力回升并維持在LRVs的整定值附近，后來由于壓力管和排管破裂導(dǎo)致環(huán)路2壓力急劇下降。破口環(huán)路1由于通過破口導(dǎo)致冷卻劑大量喪失，因此首先出現(xiàn)干涸狀態(tài)，即喪失堆芯冷卻，破口環(huán)路首先到達的堆芯損傷狀態(tài)。破口環(huán)路入口集管溫度、入口集管壓力、排管容器內(nèi)的慢化劑液位分別如圖8、圖9所示。在圖9中時間點3為慢化劑液位低于6900mm(頂部的燃料通道裸露)的時間點。

圖7 環(huán)路1和環(huán)路2及環(huán)路隔離閥示意圖Fig.7 Diagram of loop1，loop2 and isolation valves

圖8 破口環(huán)路入口集管溫度和壓力Fig.8 Temperature and Pressure of RIH for the broken loop

圖9 慢化劑液位Fig.9 Water level of moderator

圖10 燃料溫度Fig.10 Fuel bundle temperature

圖11 堆芯內(nèi)的氫氣產(chǎn)生速率Fig.11 Hydrogen production rate in the core

根據(jù)圖10燃料溫度圖可以看出，在時間點2(約8.1h)時，由于傳熱能力降低，燃料溫度逐漸升高，到時間點3(約8.4h)，燃料溫度上升為1300K，開始發(fā)生鋯-水反應(yīng)。其反應(yīng)的劇烈程度可以從是否產(chǎn)生氫氣以及氫氣的產(chǎn)生速率進行輔助分析。

圖11給出了堆芯內(nèi)產(chǎn)生的氫氣速率，可以看出在燃料溫度達到1300K時所對應(yīng)的時間點3，產(chǎn)氫速率已有明顯升高。從圖12可以看到此時堆芯內(nèi)的氫氣總產(chǎn)量相對較低，之后氫氣大量產(chǎn)生，因此可以說明，在時間點3劇烈的鋯-水反應(yīng)即將開始，如果不采取有效的緩解措施堆芯將急劇惡化。因此，需要對大破口失水事故序列下達到堆芯劇烈氧化的狀態(tài)時，熱傳輸系統(tǒng)和慢化劑系統(tǒng)達到何狀態(tài)進行詳細分析。

圖12 堆芯的氫氣產(chǎn)生量Fig.12 Hydrogen production in the core

圖13給出了入口集管冷卻劑的過冷度。在LLOCA剛發(fā)生的一段時間是冷卻劑噴放階段，大量冷卻劑在很短時間內(nèi)從破口流出，破口環(huán)路壓力急劇下降導(dǎo)致入口集管冷卻劑的飽和溫度急劇下降，因此事故發(fā)生開始的一段時間內(nèi)入口集管過冷度是較大的負值。隨著冷卻劑快速地從破口流出，流經(jīng)壓力管的冷卻劑流量大幅增大，此時流經(jīng)燃料通道的冷卻劑流量遠遠超過移出堆芯衰變熱所需的冷卻劑流量，因此入口集管冷卻劑溫度緩慢下降(從圖8可以看出)，而冷卻劑噴放過程結(jié)束后一環(huán)路壓力逐漸上升，對應(yīng)的入口集管冷卻劑的飽和溫度上升，因此出現(xiàn)入口集管過冷度逐漸增大的過程。隨著冷卻劑從破口不斷流出，堆芯頂部的燃料通道壓力管逐漸干涸，導(dǎo)致冷卻劑溫度急劇上升，因此入口集管過冷度急劇下降并最終持續(xù)在小于0的水平，直至排管容器爆破盤打開。隨著壓力管溫度上升并變形膨脹導(dǎo)致壓力管破裂或與排管接觸，排管容器中的慢化劑充當移出堆芯衰變熱的熱阱。因此，這個階段入口集管過冷度雖然小于0，但堆芯衰變熱可以被慢化劑有效的移出，堆芯不會發(fā)生熔化，對應(yīng)于圖12中從時間點1到時間點2的階段。在排管容器爆破盤打開后，慢化劑從爆破盤快速流出，在慢化劑噴放過程中堆芯衰變熱被快速移出，入口集管過冷度有一個大于0的瞬變，但慢化劑噴放很快結(jié)束，堆芯衰變熱的移出速率相應(yīng)減慢，入口集管過冷度又重新回到小于0的水平。當慢化劑從爆破盤流出后，慢化劑液位快速下降，燃料通道裸露，從而失去了移出堆芯衰變熱的所有熱阱，此后入口集管過冷度持續(xù)在小于0的水平直至排管容器破裂。這個階段失去了移出堆芯衰變熱的所有熱阱，如果不采取緩解措施堆芯將急劇惡化，因此，SAMG應(yīng)以此階段的時間點作為入口條件。

圖13 入口集管過冷度Fig.13 Subcooling for RIH

因此，通過LLOCA事故分析在時間點3時，熱傳輸系統(tǒng)的狀態(tài)指示是：入口集管過冷度小于0且持續(xù)十幾分鐘；慢化劑系統(tǒng)的狀態(tài)指示是慢化劑液位低于6900mm，可以作為嚴重事故管理的入口條件。

2 EOP向SAMG的轉(zhuǎn)換

執(zhí)行SAMG的目的是終止堆芯的熔化進程、維持安全殼的完整性、盡量減小放射性向環(huán)境的釋放。為了從EOP及時轉(zhuǎn)入SAMG，以達到最好的事故緩解效果，應(yīng)該在入口集管過冷度、慢化劑水位等參數(shù)達到SAMG入口條件時，對技術(shù)支持組(TSG)的就位和SAMG的進入提出要求。EOP-001監(jiān)測的關(guān)鍵安全參數(shù)中，除了現(xiàn)有EOP中要求的入口集管過冷度的行動限值之外，應(yīng)該再增加行動限值小于0℃且持續(xù)十幾分鐘，用于指導(dǎo)SAMG的進入和對TSG的就位提出要求；EOP-001監(jiān)測的支持參數(shù)中，除了現(xiàn)有EOP中要求的慢化劑液位之外，應(yīng)該再增加行動限值小于6.9m，用于指導(dǎo)SAMG的進入和對TSG的就位提出要求。同時，應(yīng)該注意監(jiān)測這些參數(shù)的儀表是否能滿足監(jiān)測要求。

3 結(jié)論

本文主要針對坎杜堆嚴重事故管理導(dǎo)則入口條件進行研究，選取失去四級電源事故和大破口失水事故為典型算例，根據(jù)堆芯氧化狀態(tài)分析得出，當入口集管過冷度小于0且持續(xù)十幾分鐘，并且慢化劑液位低于6900mm時劇烈的鋯-水反應(yīng)即將開始或者已經(jīng)開始，若不采取緩解措施堆芯溫度將快速上升，堆芯可能發(fā)生嚴重損壞。因此，以入口集管過冷度小于0且持續(xù)十幾分鐘，并且慢化劑液位低于6900mm作為進入坎杜堆SAMG的入口條件是適合的。

[1] Thinh Nguyen， Raj Jaitly， Keith Dinnie et al. Development of severe accident management guidance (SAMG) for the Canadian CANDU 6 nuclear power plants[J]. Nuclear Engineering and Design， 2008， 238(4)：1093-1099.

[2] Fluke， R.， Dinnie， K.， Chai， M. et al. Developing guidelines for severe accident management[C]. Proceedings of the 26th Annual Conference of Canadian Nuclear Society， Toronto， Canada， June 12-15， 2005.

[3] IAEA. Severe Accident Management Programmes for Nuclear Power Plants[R]. Safety Guide No.NS-G-2.15， vienna， July， 2009.

[4] EPRI. Severe Accident Management Guidance Technical Basis Report[R]. EPRI TR-101869. December， 1992.

[5] IAEA. Implementation of Accident Management Programmes in Nuclear Power Plant[R]. Safety Report Series No.32， 2004.

Study on Entry Conditions for Serve Accident Management Guideline

FENG Shang-ren，TONG Li-li

(School of Mechanical Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China)

Entry condition for severe accident management guideline(SMAG)is the transition from plant emergency operating procedures(EOP)to severe accident management guideline. Systematic study on the entry condition is conducted based on the analysis of the severe accident sequences of the high - pressure core melt induced by loss of IV power and the low - pressure core melt induced by loss of coolant accident. According to the mechanism of the fast oxidation of the zirconium alloy cladding under severe accident sequences， the core temperature， hydrogen generation rate and hydrogen production， reactor inlet header (RIH) sub-cooling margin and water level of moderator are investigated. The analysis results show that entry condition for SAMG is RIH sub-cooling margin lower than 0℃ for more than ten minutes and the moderator level in calandria vessel lower than 6900mm. Finally， the transition from EOP to SAMG is described and some improvement suggestions are given.

severe accident； SAMG； entry condition； moderator level

2016-11-19

馮上任(1992—)，男，江西省九江市人，在讀碩士研究生，現(xiàn)從事核能與核技術(shù)工程方面研究

佟立麗：lltong@sjtu.edu.cn

TL364+.4

A 文章編號：0258-0918(2017)01-0080-07