(海軍工程大學(xué) 船舶與動力學(xué)院，武漢 430033)

船用核動力裝置一回路冷卻劑喪失事故發(fā)生后，帶有一定放射性的高溫冷卻劑將導(dǎo)致堆艙溫度、壓力、濕度升高，威脅設(shè)備安全性和堆艙完整性，大量放射性物質(zhì)外泄和擴(kuò)散，對環(huán)境造成放射性污染。如果事故得不到及時(shí)的控制，將可能進(jìn)一步發(fā)展成嚴(yán)重事故。為了防止發(fā)生嚴(yán)重事故，在滿足船用核動力裝置機(jī)動性特殊要求的前提下，同時(shí)考慮船體安全和反應(yīng)堆安全，制定事故處理規(guī)程。

1 事故描述

相對于大破口而言，小破口失水事故(SBLOCA)造成一回路系統(tǒng)降壓速率慢，安注系統(tǒng)在一段時(shí)間內(nèi)可能無法投入，事故過程中在高壓階段可能出現(xiàn)長時(shí)間堆芯裸露而引起燃料元件升溫并燒毀。SBLOCA的具體影響程度與反應(yīng)堆本身的設(shè)計(jì)特性、初始運(yùn)行工況、應(yīng)急冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)、破口的大小和位置及具體的瞬態(tài)過程有關(guān)[1]。

當(dāng)船用核動力裝置一回路系統(tǒng)發(fā)生不可隔離的較小尺寸小破口失水事故時(shí)，在衰變熱較大的情況下，如果破口流失的水量大于高壓補(bǔ)水流量，卻又不足以帶走衰變熱[2]，主冷卻劑泵停止運(yùn)行后，由于小破口失水事故反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)降壓過程較長，一回路冷卻劑儲量比較少，若不采取一定的降壓手段，長時(shí)間不能觸發(fā)低壓安注投入將導(dǎo)致堆芯冷卻劑大量汽化，燃料元件可能發(fā)生長時(shí)間裸露致使燃料元件溫度上升至燒毀，這時(shí)需要考慮投入危急冷卻系統(tǒng)。根據(jù)所設(shè)計(jì)的破口尺寸，在高壓補(bǔ)水后不需考慮危急冷卻系統(tǒng)而直接考慮低壓安注的投入(低壓安注失效事故除外)[3]。

對選擇的基本事故做如下假定：一回路冷管段SBLOCA(破口不可隔離)后，高壓補(bǔ)水系統(tǒng)失效，即為SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故。

2 仿真分析軟件描述

所使用的核動力裝置事故仿真分析軟件主要包括堆芯物理仿真程序、一回路冷卻劑系統(tǒng)仿真程序，二回路及一回路輔助系統(tǒng)仿真程序及控制系統(tǒng)仿真程序在內(nèi)的仿真支撐平臺和用戶操作界面。堆芯物理計(jì)算程序采用基于兩群三維中子時(shí)空動力學(xué)模型的堆芯物理實(shí)時(shí)仿真軟件，反應(yīng)堆和一回路冷卻劑系統(tǒng)采用反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱工水力瞬態(tài)分析軟件，二回路及一回路輔助系統(tǒng)采用流體網(wǎng)絡(luò)自動建模軟件。上述仿真軟件運(yùn)行于仿真支撐平臺，通過共享內(nèi)存區(qū)的系統(tǒng)接口變量完成各系統(tǒng)間的數(shù)據(jù)交互[4]。

應(yīng)用上述仿真分析軟件對船用核動力裝置各類事故進(jìn)行分析，并與核動力裝置仿真模擬器計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較，計(jì)算結(jié)果基本符合，表明仿真分析軟件對于復(fù)雜熱工水力流體網(wǎng)絡(luò)的動態(tài)特性能進(jìn)行比較準(zhǔn)確的仿真計(jì)算，能比較準(zhǔn)確地反映事故后系統(tǒng)重要參數(shù)的響應(yīng)變化情況。

3 事故計(jì)算初始條件及假設(shè)條件

3.1 計(jì)算的初始條件

選取輔機(jī)運(yùn)行工況，應(yīng)用上述仿真分析軟件，對該工況穩(wěn)態(tài)運(yùn)行進(jìn)行建模，遵循以下原則。

1) 堆芯燃耗取壽期中期；

2) 穩(wěn)壓器和其它壓力調(diào)節(jié)與保護(hù)控制的邏輯關(guān)系與定值采用設(shè)計(jì)值；

3) 功率自動調(diào)節(jié)，需求功率根據(jù)實(shí)際功率、蒸汽負(fù)荷以及反應(yīng)堆平均溫度計(jì)算得到。

由此得到計(jì)算的初始條件，穩(wěn)態(tài)運(yùn)行的結(jié)果符合實(shí)際情況，見表1。歸一化數(shù)值處理均規(guī)定為輔機(jī)工況數(shù)值與額定工況數(shù)值的比值百分?jǐn)?shù)。

表1 計(jì)算初始條件

3.2 計(jì)算的假設(shè)條件

3.2.1 采取“低壓保護(hù)停堆”事故處置方式實(shí)驗(yàn)計(jì)算假設(shè)條件

1) 破口位置：右環(huán)路冷端主閘閥與反應(yīng)堆之間(不可隔離)；

2) 穩(wěn)壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值，低水位高壓安注泵不投入；

3) 一回路系統(tǒng)壓力降至穩(wěn)壓器電加熱投入整定值，穩(wěn)壓器電加熱投入；

4) 穩(wěn)壓器水位降至穩(wěn)壓器電加熱切除整定值，穩(wěn)壓器電加熱切除；

5) 一回路系統(tǒng)壓力降至反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)低壓停堆整定值，反應(yīng)堆停堆；

6) 一回路系統(tǒng)壓力降至低壓安注投入整定值，低壓安注系統(tǒng)投入；

7) 對安注系統(tǒng)采用單一故障準(zhǔn)則，僅有一臺低壓安注泵投入；并假定從安注信號產(chǎn)生到安注泵投入的時(shí)間延遲10 s；在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統(tǒng)；

8) 反應(yīng)堆停堆后，二回路輔機(jī)耗汽。

3.2.2 采取“切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動停堆”事故處置方式實(shí)驗(yàn)計(jì)算假設(shè)條件

1) 破口位置：右環(huán)路冷端主閘閥與反應(yīng)堆之間(不可隔離)；

2) 穩(wěn)壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值，低水位高壓安注泵投入信號產(chǎn)生，低水位高壓安注泵不投入；

3) 一回路系統(tǒng)壓力降至穩(wěn)壓器電加熱投入整定值，穩(wěn)壓器電加熱投入；

4) 穩(wěn)壓器水位降至穩(wěn)壓器電加熱切除整定值，穩(wěn)壓器電加熱切除；

5) 切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后選擇若干停堆時(shí)機(jī)手動停堆；

6) 一回路系統(tǒng)壓力降至低壓安注投入整定值，低壓安注系統(tǒng)投入；

7) 安注系統(tǒng)采用單一故障準(zhǔn)則，僅有一臺低壓安注泵投入；并假定從安注信號產(chǎn)生到安注泵投入的時(shí)間延遲10 s；在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統(tǒng)；

8) 反應(yīng)堆停堆后，二回路輔機(jī)耗汽。

4 計(jì)算結(jié)果與分析

考慮核動力裝置發(fā)生一回路冷管段SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故后，采取“低壓保護(hù)停堆”和“切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動停堆”兩種事故處置方式，并對這兩種事故處置方式對事故產(chǎn)生的影響進(jìn)行分析對比，見表2。對切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后若干手動停堆時(shí)機(jī)進(jìn)行計(jì)算，選取150 s進(jìn)行分析。

表2 事件序列對比 s

4.1 計(jì)算結(jié)果

事故中系統(tǒng)主要參數(shù)對比見圖1～4。

圖1 反應(yīng)堆核功率

圖2 右回路平均溫度

圖3 穩(wěn)壓器壓力

圖4 破口流量

4.2 結(jié)果分析

事故處置方式①在52 s低壓保護(hù)停堆，控制棒迅速下插，功率在短時(shí)間內(nèi)由7.2%下降至1.2%(衰變熱功率)，接下來以緩慢的速度降低。事故處置方式②在引入破口后到150 s這段時(shí)間功率也在下降，這是因?yàn)橐换芈穳毫吔缡艿狡茐?，冷卻水通過破口向外泄露，冷卻劑壓力下降導(dǎo)致冷卻劑密度降低，綜合其它反饋效應(yīng)，有效增殖因子減小，從而反應(yīng)性減小，則反應(yīng)堆功率降低。150 s時(shí)手動停堆，功率從3.2%降至1.7%，150 s后曲線②和曲線①基本吻合(見圖1)。同時(shí)，提前停堆減少了堆芯產(chǎn)生的熱量，右回路平均溫度較切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動停堆下降更快(見圖2)。相應(yīng)地，一回路系統(tǒng)壓力下降速度也更快(見圖3)。因此，低壓保護(hù)停堆的破口流量低于切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后延遲停堆的破口流量(見圖4)，可減少冷卻劑從破口的流失。除此之外，在破口尺寸相同的情況下，泄壓快能更早地觸發(fā)低壓安注投入(見表2)，有利于反應(yīng)堆的安全冷卻。

5 結(jié)論

1) 船用核動力裝置SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故有可以發(fā)展成嚴(yán)重事故。SBLOCA發(fā)生后低壓保護(hù)系統(tǒng)是否有效對防止事故的進(jìn)一步發(fā)展和保證反應(yīng)堆安全有一定影響。

2) 經(jīng)仿真計(jì)算，對比分析低壓保護(hù)停堆和切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動停堆兩種事故處置方式，得出采取前一種方式對防止事故進(jìn)一步發(fā)展，保證核動力裝置的安全更為合理有效。

3) 船用核動力裝置小破口冷卻劑喪失事故處理規(guī)程規(guī)定“解除反應(yīng)堆‘自動’控制，降低反應(yīng)堆功率……”。據(jù)此，建議對原事故處理規(guī)程作進(jìn)一步驗(yàn)證、修改，以提高事故處理的有效性。

[1] 張 琨，曹學(xué)武．壓水堆核電廠高壓熔堆嚴(yán)重事故序列分析[J]．原子能科學(xué)技術(shù)，2008，42(6)：530-534．

[2] CHANG C H，LEE C H，HONG W T，et al．IIST small break LOCA experiments with passive core cooling injection[J]．Nuclear Engineering and Design，2006，236：19-34．

[3] Severe reactor accident incident response training manual[S]．U S：NRC Pilot program，1987．

[4] 熊光楞，彭先毅.先進(jìn)仿真技術(shù)與仿真環(huán)境[M]．北京：國防工業(yè)出版社，1997.