SBO+MBLOCA事故演習(xí)序列應(yīng)用的仿真研究

于承鑫，鄭 偉

(中廣核(北京)仿真技術(shù)有限公司，廣東 深圳 518031)

1 引言

國(guó)家核安全局于2016 年 10 月26 日批準(zhǔn)發(fā)布的《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》(HAF102-2016)規(guī)定嚴(yán)重事故是指嚴(yán)重性超過(guò)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況[1]。在核電發(fā)展的六十多年中，共發(fā)生過(guò)三次嚴(yán)重核事故。切爾諾貝利和三哩島核事故讓世界各國(guó)對(duì)核電廠安全系統(tǒng)改進(jìn)，防人因失誤以及核安全文化進(jìn)行深入的研究，而福島核事故使人們認(rèn)識(shí)到當(dāng)嚴(yán)重事故發(fā)生以后，其事故后的緩解和應(yīng)急響應(yīng)同樣重要，要保證核電安全，必須要加強(qiáng)嚴(yán)重事故的預(yù)防和緩解[2]。全范圍模擬機(jī)作為核電廠的重要組成部分，其不僅能夠?qū)崿F(xiàn)核電廠系統(tǒng)研究、運(yùn)行規(guī)程、事故規(guī)程設(shè)計(jì)改造、電廠運(yùn)行以及瞬態(tài)分析，更重要的是能夠可靠地有效地完成核電廠操縱員執(zhí)照培訓(xùn)和考試，并按國(guó)家核安全局的要求為核電廠進(jìn)行定期應(yīng)急演習(xí)提供支持。本文將通過(guò)全廠失電疊加一回路破口事故嚴(yán)重事故演習(xí)序列的分析和優(yōu)化，開(kāi)展全范圍模擬機(jī)在嚴(yán)重事故演習(xí)方案制定中的應(yīng)用研究。

2 核電廠全范圍模擬機(jī)在嚴(yán)重事故演習(xí)中應(yīng)用的適用性分析

將全范圍模擬機(jī)應(yīng)用到嚴(yán)重事故演習(xí)中是可行的。首先，這是行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)的要求。2010年國(guó)家核安全局發(fā)布了《核電廠操縱人員培訓(xùn)及考試用模擬機(jī)標(biāo)準(zhǔn)》(NB/T20015-2010)，標(biāo)準(zhǔn)指出，全范圍模擬機(jī)應(yīng)支持包括同時(shí)發(fā)生或順序發(fā)生的多個(gè)故障在內(nèi)的異常和應(yīng)急事件的實(shí)施，以再現(xiàn)參考機(jī)組的固有響應(yīng)和自動(dòng)控制功能；應(yīng)證實(shí)在模擬故障的過(guò)程中，能夠在模擬機(jī)上使用參考機(jī)組的運(yùn)行規(guī)程，包括正常、異常、事故、應(yīng)急、監(jiān)督及報(bào)警響應(yīng)的規(guī)程[3]。其次，這是操縱人員培訓(xùn)的需要。福島核事故后世界核電運(yùn)營(yíng)者組織(WANO)將嚴(yán)重事故預(yù)防優(yōu)先的原則調(diào)整為預(yù)防與緩解同等優(yōu)先。在嚴(yán)重事故的緩解過(guò)程中，操縱人員扮演著重要的角色，通過(guò)模擬機(jī)培訓(xùn)、演習(xí)等手段提升其嚴(yán)重事故緩解知識(shí)及技能水平，對(duì)有效預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故具有重要的意義。

但是，全范圍模擬機(jī)的主要能力在于能夠?qū)崿F(xiàn)核電廠各種假想設(shè)備故障和事故的引入或退出，復(fù)現(xiàn)或預(yù)測(cè)核電廠在各種穩(wěn)定工況、正常瞬態(tài)工況、以及異常和假想事故工況下的參數(shù)變化和設(shè)備狀態(tài)變化，在操縱人員正常運(yùn)行、異常及故障運(yùn)行、設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的培訓(xùn)中發(fā)揮重要作用，但全范圍模擬機(jī)還不能完全模擬嚴(yán)重事故工況，并且大多數(shù)核電廠目前還沒(méi)有開(kāi)發(fā)嚴(yán)重事故模擬機(jī)。為此，本文對(duì)全廠失電疊加一回路破口事故(LOCA)工況堆芯的行為以及事故演習(xí)序列執(zhí)行的合理性進(jìn)行分析，最終得出在全范圍模擬機(jī)上滿足嚴(yán)重事故工況應(yīng)急演習(xí)需求的限制條件和演習(xí)方案優(yōu)化改進(jìn)建議。本文研究表明，通過(guò)適當(dāng)優(yōu)化事故演習(xí)序列，全范圍模擬機(jī)能夠?yàn)椴倏v人員的嚴(yán)重事故培訓(xùn)提供支持，提高操縱人員應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故工況的能力。

3 全廠失電疊加一回路破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案

2003年2月28日國(guó)防科工委頒布的《核電廠核事故應(yīng)急演習(xí)管理規(guī)定》中明確了核應(yīng)急演習(xí)的目的是驗(yàn)證和評(píng)價(jià)應(yīng)急組織的綜合應(yīng)急響應(yīng)能力，進(jìn)而檢驗(yàn)和提高應(yīng)急計(jì)劃的有效性和應(yīng)急準(zhǔn)備的完善性。在每次演習(xí)前要事先制定演習(xí)方案，以明確演習(xí)的目的，規(guī)模，情景設(shè)計(jì)及安全方面的安排。情景設(shè)計(jì)需要由非常了解機(jī)組狀況、安全特性、應(yīng)急規(guī)程及應(yīng)急計(jì)劃的專家(組)來(lái)編制[4]。下面是沿海某核電廠針對(duì)全廠失電疊加一回路中破口事故進(jìn)行的一次廠內(nèi)綜合應(yīng)急演習(xí)的預(yù)案。

表1 事故主要參數(shù)及假設(shè)

全廠失電疊加一回路中破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案如下表2。

表2 全廠失電疊加一回路破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案

該序列中需要說(shuō)明的是，進(jìn)入嚴(yán)重事故導(dǎo)則的條件之一，是當(dāng)堆芯出口溫度大于 650 ℃且堆芯冷卻行動(dòng)失敗、堆芯出口溫度沒(méi)有下降趨勢(shì)時(shí)，根據(jù)當(dāng)班值長(zhǎng)或當(dāng)班安全技術(shù)顧問(wèn)的決定，進(jìn)入嚴(yán)重事故導(dǎo)則。當(dāng)該條件觸發(fā)，即堆芯出口溫度大于650℃后，若堆芯繼續(xù)失去冷卻，堆芯出口溫度將繼續(xù)上升，最終將導(dǎo)致燃料包殼熔化，放射性物質(zhì)泄漏。

依據(jù)該事故序列所描述的事故觸發(fā)時(shí)序，在全范圍模擬機(jī)中實(shí)現(xiàn)的場(chǎng)景如表3。

表3 場(chǎng)景

4 計(jì)算結(jié)果分析及優(yōu)化

在LOCA事故工況下，如果堆芯失去安注等專設(shè)安全設(shè)施的冷卻，燃料元件將由于衰變產(chǎn)生的熱量未能及時(shí)導(dǎo)出而使自身溫度持續(xù)上升。當(dāng)燃料元件包殼溫度高于1204℃時(shí)，認(rèn)為燃料元件包殼已破損，燃料芯塊溫度高于2590℃時(shí)，即認(rèn)為燃料芯塊開(kāi)始熔化。對(duì)于燃料，在衰變熱作用下，其溫度將逐漸升高，當(dāng)堆芯溫度升至1204℃時(shí)，將會(huì)發(fā)生劇烈的鋯水反應(yīng)，并在瞬間放出巨大熱量，致使燃料溫度從1204℃升至近2200℃，隨后升溫過(guò)程變得緩和[5]。而基于Relap堆芯程序模型的全范圍模擬機(jī)對(duì)鋯-水反應(yīng)，燃料元件包殼破損等堆芯發(fā)生嚴(yán)重?fù)p壞工況的計(jì)算能力有限，不能對(duì)燃料芯塊熔化等堆芯變形的工況進(jìn)行進(jìn)一步計(jì)算，當(dāng)溫度高于1204℃時(shí)，燃料包殼已處在破損狀態(tài)，鋯-水反應(yīng)的快速升溫過(guò)程也是無(wú)法模擬的。此時(shí)Relap的計(jì)算將與實(shí)際出現(xiàn)偏差。為保證該事故工況下Relap模型計(jì)算的真實(shí)性，假設(shè)當(dāng)堆芯溫度上升到1204℃時(shí)，模型計(jì)算結(jié)果將失效，不具備模擬的真實(shí)性。

依據(jù)初始假設(shè)的應(yīng)急演習(xí)序列在全范圍模擬機(jī)進(jìn)行的試驗(yàn)結(jié)果中可以看出，在前3個(gè)半小時(shí)的時(shí)間里，由于尚未觸發(fā)一回路失水事故，全范圍模擬機(jī)堆芯模型的計(jì)算能力能夠滿足需求。但當(dāng)啟動(dòng)一次臨時(shí)注水時(shí)，已是LOCA事故發(fā)生后約兩小時(shí)，堆芯TRIC溫度已達(dá)到2300℃，燃料溫度更是高于熔點(diǎn)，堆芯燃料元件已熔化，此時(shí)進(jìn)行堆芯臨時(shí)注水或恢復(fù)安注再淹沒(méi)堆芯，其實(shí)早已失去了模擬計(jì)算的真實(shí)性，如果依據(jù)該事故序列在全范圍模擬機(jī)上進(jìn)行演習(xí)已不適用。

為保證模擬的真實(shí)性，專門(mén)針對(duì)失水事故后堆芯的行為特性進(jìn)行分析。當(dāng)觸發(fā)全廠失電事故，全部能動(dòng)的專設(shè)安全設(shè)施如高低壓安注系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、電動(dòng)輔助給水等將不能投入運(yùn)行。在發(fā)生LOCA事故后，大量冷卻劑外泄，一回路系統(tǒng)壓力迅速下降。一回路破口流量將在事故觸發(fā)后的25min左右達(dá)到穩(wěn)定，流量約為50m3/h，而臨時(shí)注水的額定流量約為120m3/h，此時(shí)若開(kāi)始一回路臨時(shí)注水，將可實(shí)現(xiàn)堆芯水位的持續(xù)上升，并重新淹沒(méi)堆芯。冷卻劑破口流量如圖1所示，一回路壓力變化如圖2所示。

圖1 破口流量隨時(shí)間的變化(kg/s)

圖2 一回路壓力隨時(shí)間的變化(MPa.a)

失水事故發(fā)生5分鐘后，一回路壓力降到中壓安注箱的注水壓力以下，中壓安注啟動(dòng)向堆芯注水，延緩了堆芯裸露的時(shí)間。約40min后，堆芯燃料元件上部開(kāi)始裸露，裸露部分燃料元件溫度開(kāi)始上升，失水事故發(fā)生后約50min，堆芯燃料組件已全部裸露，此時(shí)，TRIC溫度達(dá)到650℃，已達(dá)到進(jìn)行嚴(yán)重事故導(dǎo)則的條件。堆芯燃料裸露部分最高溫度達(dá)到870℃。

全廠失電疊加一回路中破口失水事故后，如由于人為失誤、設(shè)備故障等原因未能啟動(dòng)任何堆芯補(bǔ)水措施導(dǎo)致冷卻用水不能及時(shí)地注入堆芯，事故進(jìn)程將繼續(xù)惡化，堆芯燃料最高溫度將在1h后達(dá)到1204℃燃料元件包殼破損的溫度值。

假設(shè)當(dāng)堆芯出口溫度高于650℃時(shí)準(zhǔn)備進(jìn)行堆芯臨時(shí)注水，溫度上升至750℃時(shí)臨時(shí)注水真正注入堆芯，此時(shí)堆芯溫度最高值約950℃，堆芯已全部裸露，破口排放流量下降為20m3/h。開(kāi)始注水后堆芯底部將在10min后實(shí)現(xiàn)再淹沒(méi)，隨后堆芯溫度開(kāi)始下降，堆芯溫度在接近1204℃時(shí)開(kāi)始出現(xiàn)下降趨勢(shì)。壓力容器下降段水位變化如圖3所示，堆芯燃料水位變化如圖4所示，堆芯出口溫度變化如圖5所示，堆芯燃料溫度變化如圖6所示。

圖3 壓力容器水位變化(空泡份額)

圖4 堆芯燃料水位變化(空泡份額)

圖5 堆芯出口溫度變化(℃)

圖6 堆芯燃料溫度變化(K)

通過(guò)以上對(duì)全廠失電疊加失水事故的計(jì)算結(jié)果分析，在保證模擬機(jī)對(duì)嚴(yán)重事故模擬的真實(shí)性的前提下，為了實(shí)現(xiàn)嚴(yán)重事故應(yīng)急響應(yīng)的演習(xí)目的，初始假設(shè)的事故序列顯然是不能滿足需求的。但通過(guò)調(diào)整事故緩解措施的執(zhí)行時(shí)間，即將序列中一次側(cè)臨時(shí)注水的時(shí)間提前，LOCA發(fā)生后堆芯出口溫度TRIC達(dá)到約750℃時(shí)，啟動(dòng)一次側(cè)臨時(shí)注水或啟動(dòng)安注系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)堆芯的部分淹沒(méi)，以限制堆芯溫度上升過(guò)高出現(xiàn)燃料包殼的破損。堆芯模型即可在不影響真實(shí)性情況下對(duì)其計(jì)算范圍內(nèi)的嚴(yán)重事故工況進(jìn)行模擬，可有效保證事故演習(xí)的順利進(jìn)行。

依據(jù)以上分析結(jié)果，優(yōu)化后的演習(xí)方案見(jiàn)表4，按照表4所列事故序列利用全范圍模擬機(jī)進(jìn)行全廠失電疊加一回路破口事故的應(yīng)急演習(xí)將獲得最佳的模擬演習(xí)效果。

5 結(jié)論

本文通過(guò)使用全范圍模擬機(jī)對(duì)全廠失電疊加一回路熱段中破口事故序列進(jìn)行分析驗(yàn)證，提出了該嚴(yán)重事故應(yīng)急演習(xí)序列的優(yōu)化方案。盡管由于RELAP不具備嚴(yán)重事故堆芯損壞工況下的計(jì)算能力，全范圍模擬機(jī)不能夠完全模擬堆芯熔化的嚴(yán)重事故工況，但在全范圍模擬機(jī)進(jìn)行嚴(yán)重事故培訓(xùn)時(shí)，可以通過(guò)適當(dāng)優(yōu)化事故演習(xí)序列中堆芯注水緩解措施執(zhí)行的時(shí)間，及時(shí)實(shí)現(xiàn)堆芯臨時(shí)注水或者安注，在堆芯發(fā)生熔化前再淹沒(méi)堆芯，實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻，防止堆芯的進(jìn)一步惡化，保證在全范圍模擬機(jī)上進(jìn)行的演習(xí)的真實(shí)性。

另外，通過(guò)對(duì)全廠失電疊加一回路熱段中破口事故的計(jì)算，可以初步衡量出事故始發(fā)到堆芯溫度上升到燃料包殼破損、放射性外泄的時(shí)間限值，確定出保證堆芯燃料元件包殼完整性的最遲注水時(shí)間。結(jié)果表明，通過(guò)適當(dāng)優(yōu)化事故演習(xí)序列，全范圍模擬機(jī)能夠?yàn)椴倏v人員的嚴(yán)重事故培訓(xùn)提供支持，滿足行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)和業(yè)主操縱人員培訓(xùn)的需要，同時(shí)，利用全范圍模擬機(jī)進(jìn)行嚴(yán)重事故的應(yīng)急演習(xí)方案優(yōu)化能夠提高嚴(yán)重事故序列的精確程度，保證核電廠嚴(yán)重事故應(yīng)急演習(xí)可靠有效的執(zhí)行，獲得更佳的模擬演習(xí)效果。

表4 優(yōu)化后的事故序列