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        壓水堆SBO事故及高壓安全注射系統(tǒng)的緩解能力研究

        2007-01-28 08:12:10,,
        船海工程 2007年6期
        關(guān)鍵詞:壓閥穩(wěn)壓器冷卻劑

        ,,

        (海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系,武漢 430033)

        為了研究核電站堆芯熔化現(xiàn)象和機(jī)理,分析預(yù)測(cè)此類(lèi)事故的進(jìn)程和所采取緩解措施的有效性,以瑞典Ringhals壓水堆核電站為參考對(duì)象,采用輕水堆嚴(yán)重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2,建立典型的3環(huán)路壓水堆嚴(yán)重事故計(jì)算模型,其中包括詳細(xì)的5通道堆芯模型和專(zhuān)用于預(yù)測(cè)下封頭失效位置和失效時(shí)間的COUPLE模型。選擇沒(méi)有輔助給水的全廠斷電事故作為基準(zhǔn)事故,對(duì)其堆芯熔化進(jìn)程進(jìn)行了計(jì)算分析。

        1 研究對(duì)象及模型

        參考對(duì)象選擇瑞典Ringhals壓水堆核電站,參考堆每個(gè)冷卻劑環(huán)路包括一臺(tái)立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器(SG)和一臺(tái)主冷卻劑泵及其相應(yīng)的管道與閥門(mén)。在其中一條環(huán)路的熱管段上連接有一個(gè)穩(wěn)壓器。主要參數(shù)見(jiàn)表1。

        表1 參考電站主要參數(shù)

        堆芯的詳細(xì)計(jì)算模型見(jiàn)圖1。

        圖1 堆芯節(jié)點(diǎn)劃

        堆芯內(nèi)157盒燃料組件沿徑向由內(nèi)向外依次劃分為5個(gè)通道,每個(gè)通道的燃料組件數(shù)分別為5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿徑向劃分為5個(gè)節(jié)塊,沿軸向劃分為10個(gè)節(jié)塊。為了模擬堆芯在失去幾何形狀情況下冷卻劑的流道變化,模型的建立考慮了各通道的流量交混。

        為了準(zhǔn)確地預(yù)測(cè)碎片床在下腔室的定位以及下封頭的升溫與蠕變失效過(guò)程,建立了二維有限元下封頭COUPLE分析模型。COUPLE的網(wǎng)格在水平方向的最大節(jié)點(diǎn)數(shù)為16,垂直方向的最大節(jié)點(diǎn)數(shù)為20,一共有320個(gè)節(jié)點(diǎn),285個(gè)節(jié)塊。

        2 計(jì)算結(jié)果及分析

        2.1 計(jì)算假設(shè)

        研究的嚴(yán)重事故初始事件為全廠斷電(SBO)事故。瞬態(tài)開(kāi)始后作以下假設(shè):①所有能動(dòng)安全系統(tǒng)均失效;②蒸汽發(fā)生器輔助給水失效;③參考國(guó)外核電站的概率安全評(píng)價(jià)結(jié)果[4],把穩(wěn)壓器波動(dòng)管蠕變失效等效于一個(gè)當(dāng)量直徑為12 mm的破口。

        瞬態(tài)的初始條件是反應(yīng)堆滿(mǎn)功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行,計(jì)算分3種情況進(jìn)行:①考慮穩(wěn)壓器波動(dòng)管蠕變破裂,非能動(dòng)安注箱有動(dòng)作的基準(zhǔn)事故;②堆芯出口溫度達(dá)到920 K時(shí)開(kāi)啟穩(wěn)壓器卸壓閥,投入一臺(tái)高壓安注泵;③堆芯出口溫度達(dá)到920 K時(shí)開(kāi)啟穩(wěn)壓器卸壓閥,投入兩臺(tái)高壓安注泵,其中單臺(tái)高壓安注泵的流量為25 kg/s。

        2.2 基準(zhǔn)事故

        SBO事故在0 s時(shí)發(fā)生,1 s后反應(yīng)堆緊急停閉,3臺(tái)主泵停行,主汽輪機(jī)脫扣,一回路開(kāi)始自然循環(huán)。表2列出了基準(zhǔn)事故主要事件的時(shí)間序列。圖2~6給出了事故過(guò)程中主要參數(shù)的變化趨勢(shì)。

        表2 主要事件序列

        圖2 穩(wěn)壓器壓

        圖3 穩(wěn)壓器水位

        圖4 壓力容器水位

        圖5 堆芯表面最大溫度

        圖6 基準(zhǔn)事故氫氣生成總

        SBO事故發(fā)生后,由于沒(méi)有輔助給水,SG大約在4 772 s被蒸干。SG干涸前,堆芯的衰變熱依靠二回路帶出。SG干涸后,一回路相當(dāng)于處在絕熱加熱狀態(tài),導(dǎo)致平均溫度上升,穩(wěn)壓器壓力(圖2)和水位(圖3)快速上升,穩(wěn)壓器于6 000 s時(shí)達(dá)到滿(mǎn)水位,壓力的上升使得穩(wěn)壓器蒸汽卸壓閥間斷啟跳,堆芯衰變熱通過(guò)卸壓閥排出。隨著一回路冷卻劑的流失,反應(yīng)堆壓力容器水位于7 223 s開(kāi)始下降,8 900 s時(shí)堆芯活性區(qū)開(kāi)始裸露,10 672 s時(shí)穩(wěn)壓器排空,11 040 s時(shí)堆芯完全裸露(圖4)。堆芯裸露后傳熱進(jìn)一步惡化,輻射換熱成為主要的傳熱方式,12 000 s時(shí)堆芯表面的最大溫度達(dá)到1 500 K,鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應(yīng),產(chǎn)生的大量氧化熱進(jìn)一步加劇了堆芯溫度的上升(圖5),同時(shí)伴有大量氫氣產(chǎn)生(圖6)。12 500 s時(shí),堆芯表面最大溫度達(dá)到2 800 K以上,鈾鋯氧化物開(kāi)始熔化。12 895 s時(shí),波動(dòng)管在熾熱蒸汽的作用下發(fā)生蠕變破裂失效,使得一回路壓力急劇下降,避免了高壓熔堆,非能動(dòng)安注箱從堆芯入口處注入大量的冷卻水,壓力容器內(nèi)水位上升到堆芯頂部以上。隨著安注箱的排空和冷卻劑的蒸發(fā)流失,壓力容器水位快速下降到3 m以下,堆芯再次完全裸露(圖3)。

        由于鋯水反應(yīng)產(chǎn)生出大量的氧化熱,導(dǎo)致安全注射并不能冷卻正在熔化的堆芯。13 112 s時(shí),堆芯內(nèi)開(kāi)始出現(xiàn)熔融池,從15 257 s開(kāi)始,熔化的控制棒材料和堆內(nèi)構(gòu)件開(kāi)始向下腔室坍塌,被下腔室內(nèi)冷卻劑冷卻后形成一個(gè)高約0.27 m的碎片床。堆芯在18 100 s時(shí)形成一個(gè)半徑為1.72 m的熔融池,并于20 186 s坍塌至下腔室,使得下腔室內(nèi)的冷卻劑急劇受熱蒸發(fā),水位迅速下降,一回路出現(xiàn)一個(gè)3.8 MPa的壓力峰值(見(jiàn)圖2),這個(gè)過(guò)程類(lèi)似一個(gè)蒸汽爆炸,但不會(huì)給一回路壓力邊界造成威脅。20 740 s時(shí),高溫碎片床熔穿下封頭,計(jì)算終止。

        值得注意的是,下封頭最初的失效位置發(fā)生在圖2中的節(jié)塊12處。計(jì)算結(jié)果與歐洲EC-FOREVER實(shí)驗(yàn)結(jié)果[1]完全一致。目前,關(guān)于下封頭的失效機(jī)理仍然存在爭(zhēng)議[5]。筆者認(rèn)為在熔融池坍塌至下腔室之前,熔化的控制棒材料和低熔點(diǎn)結(jié)構(gòu)材料已經(jīng)在下腔室底部形成一層厚約27 cm且沒(méi)有內(nèi)熱源的多孔介質(zhì),這層多孔介質(zhì)保護(hù)或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來(lái)的熔融物直接加熱。

        2.3 緩解措施

        根據(jù)基準(zhǔn)事故的計(jì)算結(jié)果,堆芯出口溫度在10 640 s時(shí)達(dá)到923 K,在事故發(fā)生后3 h之內(nèi),很有可能恢復(fù)全部或部分電源。假設(shè)此時(shí)只有電動(dòng)卸壓閥與高壓安注泵可用,本文計(jì)算分析了堆芯出口溫度達(dá)到923 K時(shí)通過(guò)卸壓閥對(duì)一回路進(jìn)行降壓,并分別啟動(dòng)一臺(tái)或兩臺(tái)高壓安注泵的嚴(yán)重事故緩解措施。

        計(jì)算結(jié)果顯示,開(kāi)啟卸壓閥后,穩(wěn)壓器壓力快速下降到4.0 MPa以下(圖2),非能動(dòng)安注箱的運(yùn)行以及高壓安注的作用導(dǎo)致裸露的堆芯迅速被淹沒(méi)(圖3)。大量冷卻水的注入使得堆芯表面的最高溫度始終沒(méi)有超過(guò)1 200 K,且在11 000 s左右,溫度開(kāi)始下降并趨于穩(wěn)定(圖4)。同時(shí)穩(wěn)壓器水位迅速達(dá)到滿(mǎn)水(圖5),冷卻劑通過(guò)卸壓閥排入安全殼,從而帶出堆芯的剩余發(fā)熱。由于堆芯表面溫度持續(xù)在1 000 K以上的時(shí)間很短暫,燃料包殼沒(méi)有發(fā)生劇烈的鋯水反應(yīng),因此在緩解措施下只有少量的氫氣產(chǎn)生(圖7)。

        圖7 緩解措施下氫氣生成總量

        在事故的緩解過(guò)程中,相比于運(yùn)行一臺(tái)高壓安注泵,投入兩臺(tái)高壓安注泵對(duì)于阻止堆芯熔化更為有效。當(dāng)兩臺(tái)高壓安注泵都可用時(shí),壓力容器水位、穩(wěn)壓器水位的上升速度更快,同時(shí)堆芯表面所能達(dá)到的最高溫度較低,相應(yīng)地產(chǎn)生較少量的氫氣。

        3 結(jié)論

        1) 由于穩(wěn)壓器波動(dòng)管的蠕變破裂失效, SBO引發(fā)的壓水堆嚴(yán)重事故不會(huì)出現(xiàn)更為嚴(yán)重的高壓熔堆。

        2) 在熔融池坍塌到下封頭之前,熔化的控制棒材料已經(jīng)在下封頭底部形成一層多孔介質(zhì),這層多孔介質(zhì)保護(hù)或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來(lái)的熔融物直接加熱。因此下封頭的失效位置首先出現(xiàn)在下封頭的側(cè)面。

        3) 本文研究的卸壓充水緩解措施可以有效地阻止堆芯熔化,并使堆芯長(zhǎng)期處于穩(wěn)定狀態(tài)。

        4) 結(jié)果可以作為壓力容器外嚴(yán)重事故計(jì)算的初始條件,也可以作為制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的參考依據(jù)。

        [1] Sehgal B R,Karbojian A,Giri A et al.Assessments of Reactor Vessel Integrity(ARVI)[J].Nuclear Engineering and Design,2005,235:213-232.

        [2] Vierow K,Liao Y,Johnson J, et al.Severe Accident Analysis of a PWR Station Blackout with the MELCOR, MAAP4 and SCDAP/RELAP5 Codes[J].Nuclear Engineering and Design,2004,234:129-145.

        [3] Knudson D L,Rempe J L,Condie K G, et al.Late-phase Melts Conditions Affecting the Potential for In-vessel Retention in High Power Reactors[J].Nuclear Engineering and Design,2004,230:133-150.

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        [5] Maruyama Y,Moriyama K,Nakamura H, et al.Modeling for Evaluation of Debris Coolability in Lower Plenum[J].Nuclear Science and Technology,2003,40(1):12-21.

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