CPR1000核電廠嚴(yán)重事故環(huán)境條件計(jì)算分析

劉春容，陳薪正，賀東鈺，江娉婷，陳 鵬，丁 超

（1.中廣核研究院有限公司，深圳 518026；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

嚴(yán)重事故工況下，安全殼內(nèi)處于高溫、高壓、強(qiáng)輻射的環(huán)境狀態(tài)，會(huì)威脅設(shè)備和儀表的正常運(yùn)行。因此，為了評(píng)估用于緩解嚴(yán)重事故的設(shè)備、儀表在嚴(yán)重事故工況下的可用性以及設(shè)備的嚴(yán)重事故鑒定［1］，本文對(duì)相關(guān)設(shè)備和儀表所處位置的嚴(yán)重事故環(huán)境條件進(jìn)行研究。

《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》（HAF 102—2016）［2］和 《核動(dòng)力廠安全評(píng)價(jià)與驗(yàn)證》（HAD102/17）［3］以及《壓水堆核電站核島電氣設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則》（RCC-E）［4］對(duì)設(shè)備需考慮的嚴(yán)重事故工況的環(huán)境條件提出了明確的要求。

為了評(píng)估嚴(yán)重事故下的環(huán)境條件，國(guó)內(nèi)開展了對(duì)先進(jìn)壓水堆功率工況安全殼內(nèi)的環(huán)境條件進(jìn)行計(jì)算分析的相關(guān)工作［5］，通過概率論的方法確定了安全殼內(nèi)的環(huán)境條件［6］，針對(duì)M310機(jī)組計(jì)算分析了設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故以及嚴(yán)重事故后安全殼內(nèi)壓力溫度的環(huán)境條件［7］。

本文針對(duì)CPR1000核電廠確定了一條通用的包絡(luò)性曲線，再根據(jù)梳理的、需要論證的設(shè)備和儀表所處的位置細(xì)化計(jì)算程序模型，提出一種針對(duì)設(shè)備和儀表位置開展特定的嚴(yán)重事故環(huán)境條件的計(jì)算方法。同時(shí)，由于全范圍嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的實(shí)施，位于安全殼內(nèi)的部分設(shè)備和儀表使用工況為維修停堆工況（Maintenance Cold Shutdown，簡(jiǎn)稱MCS）或換料停堆工況（Refuelling Cold Shutdown，簡(jiǎn)稱RCS），這兩種運(yùn)行模式下，由于堆芯衰變熱較小，事故進(jìn)程緩慢，安全殼內(nèi)的嚴(yán)重事故環(huán)境條件與功率工況存在差異，因此，我們也應(yīng)根據(jù)設(shè)備和儀表執(zhí)行功能的電廠運(yùn)行模式計(jì)算具有針對(duì)性的環(huán)境條件。

1 分析方法及計(jì)算程序介紹

EPR核電廠［8］嚴(yán)重事故環(huán)境條件考慮的是通用的包絡(luò)曲線，在大量的確定論分析的基礎(chǔ)上，本文選取具有代表性的嚴(yán)重事故工況開展計(jì)算分析，然后根據(jù)計(jì)算結(jié)果繪制包絡(luò)曲線。由于在嚴(yán)重事故緩解方面為正向設(shè)計(jì)，因此，以最終得到的通用包絡(luò)曲線作為相關(guān)設(shè)備和儀表的鑒定條件開展鑒定實(shí)驗(yàn)。在實(shí)驗(yàn)中，將根據(jù)設(shè)備和儀表需運(yùn)行的時(shí)間區(qū)間確定鑒定條件的持續(xù)時(shí)間。

AP1000核電廠中［9］，根據(jù)劃分的嚴(yán)重事故設(shè)備可用性論證的時(shí)間窗口，針對(duì)每個(gè)時(shí)間窗口內(nèi)典型的嚴(yán)重事故現(xiàn)象選擇具有代表性的事故序列進(jìn)行計(jì)算分析，計(jì)算結(jié)果直接作為嚴(yán)重事故工況下設(shè)備可用性論證和設(shè)備鑒定的環(huán)境條件。由于AP1000核電廠嚴(yán)重事故緩解相關(guān)的設(shè)備和儀表中，大部分未開展嚴(yán)重事故鑒定，因此，采用包絡(luò)曲線的方法偏保守，應(yīng)使用典型工況論證的方法。

目前在CPR1000核電廠中，采用通用的包絡(luò)曲線與詳細(xì)的曲線相結(jié)合的方法。主要過程為：首先選取典型的嚴(yán)重事故序列［10］，然后根據(jù)電廠的系統(tǒng)、設(shè)備以及相應(yīng)的安全殼內(nèi)隔間尺寸等數(shù)據(jù)建立計(jì)算程序模型，針對(duì)選取的嚴(yán)重事故進(jìn)行計(jì)算分析，最后對(duì)計(jì)算得到的安全殼內(nèi)的溫度和壓力數(shù)據(jù)進(jìn)行包絡(luò)性考慮，得到最終的嚴(yán)重事故環(huán)境條件。

計(jì)算分析采用系統(tǒng)性分析程序（Modular Accident Analysis Program，簡(jiǎn)稱 MAAP）［11］，該程序可模擬輕水反應(yīng)堆核電站嚴(yán)重事故現(xiàn)象及過程，根據(jù)國(guó)內(nèi)外相關(guān)文獻(xiàn)對(duì)嚴(yán)重事故的描述，本文選取對(duì)核電廠具有代表性的嚴(yán)重事故現(xiàn)象進(jìn)行梳理，主要包括以下內(nèi)容［12-14］：

（1）反應(yīng)堆一回路冷卻劑系統(tǒng)、反應(yīng)堆堆坑、安全殼以及密閉建筑物的熱工水力響應(yīng)；

（2）堆芯裸露、燃料棒加熱、燃料包殼氧化、燃料軟化形變（燃料棒幾何形變）、堆芯材料熔化及遷移；

（3）遷移的燃料（材料）對(duì)壓力殼下封頭的加熱、熱載荷和機(jī)械載荷、下封頭的失效、堆芯材料向反應(yīng)堆堆坑的遷移；

（4）堆芯熔融物對(duì)混凝土的侵蝕及隨后發(fā)生反應(yīng)產(chǎn)生氣溶膠；

（5）壓力容器內(nèi)氫氣的產(chǎn)生、傳輸和燃燒；

（6）裂變產(chǎn)物的釋放（氣溶膠和蒸汽）、傳輸及沉積；

（7）安全殼內(nèi)放射性氣溶膠行為，包括水洗、氣溶膠重力沉降等；

（8）工程專設(shè)安全設(shè)施對(duì)熱工水力和放射性核素行為的影響。

2 事故序列選取

2.1 功率工況下嚴(yán)重事故序列選取

功率工況嚴(yán)重事故序列選取的原則如下：

（1）結(jié)合一級(jí)概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis，簡(jiǎn)稱PSA）的結(jié)果，選取堆芯損壞頻率大于10-6/堆年或堆芯損壞頻率占總堆芯損壞頻率大于5%的嚴(yán)重事故序列。

（2）在一級(jí)PSA基礎(chǔ)上，根據(jù)工程經(jīng)驗(yàn)選取典型的嚴(yán)重事故序列。

按照上述方法，最終確定的嚴(yán)重事故序列為大破口冷卻劑喪失事故（Large Break Loss of Coolant Accident，簡(jiǎn)稱LBLOCA）、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)（Anticipated Transient Without Scram，簡(jiǎn)稱ATWS）、全廠斷電（Station Black Out，簡(jiǎn)稱SBO）、主蒸汽管道破裂（Main Steam Line Break，簡(jiǎn)稱MSLB）。

2.2 停堆工況下嚴(yán)重事故序列選取

由于停堆工況下導(dǎo)致電廠堆芯損傷（Core Damage，簡(jiǎn)稱CD）的概率較小，因此，本文僅選擇停堆工況中概率較高的事故序列進(jìn)行分析。由于一次側(cè)的設(shè)備狀態(tài)與功率工況差異不大，計(jì)算程序模型與功率工況通用，嚴(yán)重事故現(xiàn)象與功率工況基本相同，但是根據(jù)衰變熱功率的包絡(luò)性，功率工況模式下的事故分析結(jié)果可包絡(luò)余熱排出冷卻正常停堆模式（Normal Shutdown with Residual Heat Removal，簡(jiǎn)稱NS/RRA）以及蒸汽發(fā)生器冷卻正常停堆模式（Normal Shutdown with Steam Generators，簡(jiǎn)稱NS/SG）的工況事故結(jié)果，因此不再進(jìn)行單獨(dú)分析。停堆工況主要考慮維修冷停堆模式。

參考CPR1000核電廠一級(jí)PSA停堆工況的分析結(jié)果，并針對(duì)壓力容器狀態(tài)即頂蓋打開和頂蓋關(guān)閉兩種狀態(tài)，最終選取的典型事故序列如下：

（1）電廠運(yùn)行工況（Plant Operating State，簡(jiǎn)稱POS）D，熱停堆到冷停堆的中間過程，完全喪失RRA，二次側(cè)冷卻失效。一回路滿水，初始溫度為180℃，壓力為3.0 MPa。穩(wěn)壓器雙相，假設(shè)穩(wěn)壓器水位為運(yùn)行水位。

（2）POSE下完全喪失RRA，二回路冷卻失敗。

2.3 換料工況下嚴(yán)重事故序列選取

由于換料工況下壓力容器頂蓋處于開啟狀態(tài)，反應(yīng)堆水池處于盛水狀態(tài)，堆芯衰變熱較停堆工況小。因此，事故后果能被停堆工況頂蓋開啟的工況所包絡(luò)，換料工況下的環(huán)境條件可采用停堆工況的環(huán)境條件包絡(luò)。

3 計(jì)算模型建立

針對(duì)CPR1000核電廠，本文利用MAAP程序進(jìn)行建模，其中安全殼共劃分為4個(gè)控制體，如圖1所示，一、二回路節(jié)點(diǎn)劃分如圖2所示。

圖1 安全殼隔間節(jié)點(diǎn)圖Fig.1 Containment compartment node diagram

圖2 一、二回路節(jié)點(diǎn)圖Fig.2 Primary and second system node

4 嚴(yán)重事故環(huán)境條件分析

本文根據(jù)一級(jí)PSA的分析結(jié)果選取具有典型的包絡(luò)性的嚴(yán)重事故序列清單，用以進(jìn)行熱工水力環(huán)境條件的計(jì)算分析。針對(duì)以上選取的嚴(yán)重事故序列，利用MAAP程序進(jìn)行計(jì)算分析，通過對(duì)不同事故序列計(jì)算結(jié)果的處理得到了包絡(luò)性的曲線，相對(duì)濕度為100%。

對(duì)于計(jì)算的嚴(yán)重事故工況，根據(jù)CPR1000電廠的系統(tǒng)設(shè)備特點(diǎn)，主要考慮的緩解路徑為：事故發(fā)生后，堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)，開啟嚴(yán)重事故卸壓閥進(jìn)行卸壓。由于破口或者閥門的噴放，導(dǎo)致一回路冷卻劑流失，堆芯裸露，進(jìn)而加熱熔化，最終將熔穿壓力容器下封頭。熔融的堆芯與安全殼底板發(fā)生熔融物與混凝土反應(yīng)（Molten Core-Concrete Interaction，簡(jiǎn)稱MCCI），并產(chǎn)生大量不可凝氣體釋放到安全殼內(nèi)，導(dǎo)致安全殼內(nèi)升溫升壓，當(dāng)安全殼內(nèi)的壓力達(dá)到5.2 bar（0.52 MPa）時(shí)，操作員手動(dòng)開啟安全殼過濾排放系統(tǒng)進(jìn)行卸壓，防止安全殼超壓失效。

4.1 功率工況計(jì)算分析

4.1.1 通用包絡(luò)性曲線計(jì)算分析

通過計(jì)算得到安全殼大空間內(nèi)的壓力和露點(diǎn)溫度如圖3和圖4所示。

根據(jù)圖3和圖4，繪制包絡(luò)曲線作為嚴(yán)重事故工況下安全殼內(nèi)通用的環(huán)境條件，如圖5所示。

圖3 嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)的壓力變化Fig.3 Pressure change in containment under severe accident

圖4 嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)的露點(diǎn)溫度變化Fig.4 Dewpoint temperature change in containment under severe accident

圖5 嚴(yán)重事故環(huán)境條件包絡(luò)曲線示意圖Fig.5 Schematic diagram of envelope curve of serious accident environmental conditions

4.1.2 詳細(xì)環(huán)境條件計(jì)算分析

進(jìn)行設(shè)備可用性論證時(shí)，通用的環(huán)境條件為考慮一定裕量后的包絡(luò)曲線。由于CPR1000核電廠嚴(yán)重事故緩解非正向設(shè)計(jì)，導(dǎo)致部分設(shè)備和儀表的鑒定條件無法滿足包絡(luò)曲線要求，因此，需根據(jù)設(shè)備和儀表的位置以及使用工況細(xì)化嚴(yán)重事故環(huán)境條件。另一方面，采用安全殼大空間的溫度和壓力并不能完全表征安全殼內(nèi)所有設(shè)備和儀表在嚴(yán)重事故工況下經(jīng)歷的環(huán)境條件。由于設(shè)備安裝位置以及運(yùn)行方式不同，可能導(dǎo)致某些局部壓力和溫度會(huì)突破通用包絡(luò)曲線。因此，該部分應(yīng)采用典型工況進(jìn)行計(jì)算，以確定對(duì)應(yīng)設(shè)備和儀表的特定環(huán)境條件。

本文針對(duì)MAAP程序安全殼模型進(jìn)行細(xì)化，將安全殼內(nèi)空間劃分為29個(gè)隔間，隔間劃分如圖6所示，模擬了11個(gè)導(dǎo)熱系統(tǒng)。在MAAP程序中，一回路節(jié)點(diǎn)劃分如圖7所示，各控制體的名稱見表1。

圖6 安全殼隔間劃分Fig.6 Containment compartment division

圖7 MAAP一回路節(jié)點(diǎn)圖Fig.7 Primary system node of MAAP

本文針對(duì)嚴(yán)重事故下所需的設(shè)備和儀表所處隔間進(jìn)行梳理，以確定受局部高溫高壓影響的設(shè)備以及所對(duì)應(yīng)的安全殼隔間，進(jìn)行單獨(dú)分析。通過計(jì)算分析，本文得到各個(gè)隔間的溫度和壓力。

4.2 停堆工況計(jì)算分析

本文針對(duì)選取的停堆工況的事故序列，利用MAAP程序的half-loop模型開展停堆工況的計(jì)算分析。

表1 安全殼建?？刂企w劃分Table 1 Containment model compartment division

（1）POSD狀態(tài)下嚴(yán)重事故序列的計(jì)算結(jié)果如圖8和圖9所示。由圖可知，該事故工況下安全殼內(nèi)的壓力和蒸汽分壓（峰值對(duì)應(yīng)露點(diǎn)溫度為131℃）均小于功率工況計(jì)算結(jié)果。

（2）POSE狀態(tài)下嚴(yán)重事故序列的計(jì)算結(jié)果如圖10和圖11所示，由圖可知，該事故工況下安全殼內(nèi)的壓力和蒸汽分壓（峰值對(duì)應(yīng)的露點(diǎn)溫度為100℃）均小于POSD工況的計(jì)算結(jié)果。

綜上所述，部分在停堆工況下使用的設(shè)備和儀表，若使用功率工況的包絡(luò)曲線太過保守，存在滿足不了使用需求的風(fēng)險(xiǎn)。因此，這部分設(shè)備和儀表應(yīng)考慮停堆工況下的嚴(yán)重事故環(huán)境條件。

圖8 安全殼內(nèi)壓力變化（POSD）Fig.8 Pressure change in containment(POSD)

圖9 安全殼內(nèi)蒸汽分壓變化（POSD）Fig.9 Steam pressure change in containment(POSD)

圖10 安全殼內(nèi)壓力變化（POSE）Fig.10 Pressure change in containment(POSE)

5 結(jié)論

圖11 安全殼內(nèi)蒸汽分壓變化（POSE）Fig.11 Steam pressure change in containment(POSE)

本文通過選取功率工況和停堆工況下典型的嚴(yán)重事故序列進(jìn)行分析計(jì)算，得到了嚴(yán)重事故包絡(luò)環(huán)境條件曲線。在此基礎(chǔ)上，本文對(duì)根據(jù)設(shè)備的位置細(xì)化安全殼計(jì)算模型以計(jì)算詳細(xì)環(huán)境條件的方法進(jìn)行了探討。同時(shí)，本文也針對(duì)全范圍嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，將嚴(yán)重事故環(huán)境條件考慮的運(yùn)行模式拓展至停堆工況，為設(shè)備可用性以及設(shè)備鑒定的開展提供了關(guān)鍵的輸入，也為后續(xù)電廠開展嚴(yán)重事故環(huán)境條件計(jì)算提供參考。