趙國志，曹欣榮，石興偉

（哈爾濱工程大學核科學與技術學院，哈爾濱 150001）

在三里島事故中，堆芯注水在堆芯形成碎片床時已經開始，但最終高溫熔融物仍落入下封頭，這可能會導致RPV因局部過熱而熔穿，使堆芯熔融物流入堆腔混凝土底部，隨后堆芯熔融物與混凝土相互作用（MCCI），產生大量不可凝氣體，對安全殼造成壓力載荷［1，2］。由此說明碎片床形成后，僅通過重新淹沒堆芯不能有效冷卻碎片床從而阻止事故的進一步惡化［3］。根據AP1000最終安全評價報告（FSER）［4］，在導致堆芯損壞的事故序列中，DVI管線之一出現破口疊加IRWST注入失效事故對堆芯損毀貢獻最大，達到28.5%。在發(fā)生堆芯熔化事故后，AP1000的設計［5］是通過ERVC來實現熔融物堆內持留（IVR），防止堆外蒸汽爆炸、避免底板熔穿，只要RV成功降壓，水淹沒壓力容器至29.87 m標高形成兩相流，則會對RV建立適當冷卻［6］，并認為當系統卸壓后采取ERVC，下封頭熔穿是不可能發(fā)生的。但在Theofanous教授提出的ROAAM方法中，認為仍存在下封頭失效的概率，雖然這個概率很小。

國內對IVR的研究主要集中在沒有ERVC的情況下的熔池行為，熔池與下封頭的傳熱，下封頭失效等問題［7-9］，對ERVC的研究主要集中在熔池形成后下封頭與外側冷卻水的熱交換［10，11］，但對于在各個嚴重事故序列情況下ERVC的啟動對內碎片床和下封頭的冷卻效果的研究工作較少。本文利用SCDAP/RELAP5/MOD3.4最佳估算程序建立AP1000核電廠的事故分析模型，用確定論方法模擬了當DVI管線中、小破口初始事故疊加IRWST失效事故時，啟動ERVC對嚴重事故的緩解作用，討論了熔池與壓力容器內壁面的傳熱，壓力容器外壁面與堆腔冷卻水的傳熱和下封頭是否會熔穿等問題。

1 計算模型

建立了AP1000雙環(huán)路核電廠模型，其模型節(jié)點圖如圖1所示，主要包括［5］一回路壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器及二回路主要設備。二回路主要設備有相關管道和非能動堆芯冷卻系統，這包括2個堆芯補給水箱（CMT）、2個安注箱（ACC）、1個安全殼內置換料水箱（IRWST）和1個非能動余熱排出熱交換器（PRHR HX）。在圖1中給出了自動降壓系統（ADS）1、2、3、4及其閥門的詳細描述，它們都各有兩個系列，其中ADS4的每個系列中有一個常開電動閥和一個爆破閥串聯放置。堆腔部分主要由入口下降段870、堆腔860、保溫層與壓力容器下封頭之間的流道850和出口上升段的830控制體組成。下封頭節(jié)點劃分如圖2所示，其中節(jié)塊1-14表示下封頭容器壁。

圖1 AP1000節(jié)點圖Fig.1 AP1000 nodding diagram

圖2 下封頭節(jié)點圖Fig.2 Lower head mesh scheme

2 事故假設條件

事故初始時反應堆于100%額定功率下穩(wěn)態(tài)運行，根據FSER對破口尺寸的定義（小破口當量直徑為0.952 cm至5.08 cm，中破口當量直徑為5.08 cm至25.4 cm）［4］，該DVI管線破口為小破口和中破口，因此選取尺寸為5.08 cm和15.0 cm的破口為基準事故條件進行計算。計算時假設：兩個CMT可正常開啟，且CMT在收到“S”信號后延遲10 s開啟；兩個ACC可正常開啟；ADS均正常開啟；IRWST注入和PRHR HX失效；二次側能提供有效熱阱；當堆芯開始熔化時，開始向堆腔注水，當熔池開始形成時，堆腔和保溫層內側已經注滿冷卻水。

3 程序計算與結果分析

首先進行系統穩(wěn)態(tài)計算。計算時令穩(wěn)壓器壓力、反應堆進出口溫度、二次側溫度壓力等參數值與最佳估計值偏差均小于1%。

3.1 事故進程及過程分析

DVI管線破口事故序列見表1。如圖3所示，隨著一回路壓力的下降，ACC和CMT先后開啟，僅有一組ACC和CMT對堆芯成功進行安注。CMT水位隨時間的變化如圖4所示。

表1 DVI管線破口事故序列和緩解措施Table 1 DVI line break accident sequence and mitigation measure

圖3 一回路壓力隨時間的變化Fig.3 Primary coolant circuit pressure history

圖4 CMT水位隨時間的變化Fig.4 Water level history in CMT

3.1.1 穩(wěn)壓器水位分析

DVI管線出現中、小破口后，穩(wěn)壓器會迅速排空，ACC和CMT開啟后，穩(wěn)壓器水位快速回升，在達到峰值后就隨著ACC和CMT的排空緩緩下降（如圖5所示），若事故為冷段小的冷卻劑喪失事故（LOCA），穩(wěn)壓器水位在上升到最高值后保持數分鐘［12，13］。這是由于僅有一組ACC和CMT通過DVI管線直接對堆芯進行安注，并且與穩(wěn)壓器波動管線相連的熱段高于DVI管線注入接口。

圖5 穩(wěn)壓器水位隨時間的變化Fig.5 Water level history in pressurizer

3.1.2 CMT平衡管線行為分析

從圖6中可以看出，在同樣破口尺寸的情況下，在與完好DVI管線相連的CMT的壓力平衡管線中的冷卻劑在較短時間內即排空，這也是由于DVI管線在堆腔上的注入點低于堆芯出口（堆芯出口低于堆芯入口）之故。

在與破口DVI管線相連的CMT的壓力平衡管線中的冷卻劑經過一段延時才排空，且延時的長短和破口大小有關；這是由于正常運行時CMT通過位于其上方的，相連的壓力平衡管線與RCS保持相同壓力，且只有CMT出口管線設有止回閥，當DVI管線出現的破口與安全殼相通時，汽液混合物從CMT平衡管線倒吸的緣故（如圖7所示）。

圖6 平衡管線含液率Fig.6 Liquid fraction in balance line

圖7 平衡管線倒流示意圖Fig.7 Flow backwards in balance line

3.2 熔池及下封頭行為分析

3.2.1 熔池行為分析

當熔融物坍塌后迅速掉入下封頭內［14］，熔池開始形成，并由上而下分為粒子床、金屬層和氧化池三層，此時堆腔已經充滿冷卻水，熔池通過容器壁與外側冷卻水進行強烈的對流換熱。以某起事故為例，后期熔池各層的質量隨著時間的變化如圖8所示。這會推遲了粒子床熔解消失形成兩層熔池結構的時間［7］。氧化池的物質主要是堆芯中熔點較低的控制棒材料，這些材料最先熔化并下落到下封頭，形成多孔介質［15］。底部的熱量需通過多孔介質和容器壁向堆腔水傳遞，而金屬層則直接通過容器壁與堆腔水進行熱交換，這在一定程度上會緩解由于氧化層的熱量通過金屬層側面?zhèn)鬟f而導致的熱聚集效應。熔池形成5 min時其內部各節(jié)點的溫度分布隨時間的變化如圖9所示（不含下封頭容器壁）。由于容器壁外側冷卻水的存在，容器壁內側熔池溫度梯度變?。?］。

圖8 熔池各層質量Fig.8 Mass of layers in molten pool

圖9 熔池形成5 min時熔池的溫度分布Fig.9 Temperature distribution of molten pool at 5 minutes after molten pool forming

3.2.2 下封頭行為分析

Theofanous認為，在容器內低壓情況下，只要容器壁的熱通量小于臨界熱通量，容器壁就不會蠕變失效［5］。下封頭各節(jié)點的熱通量隨時間的變化如圖10所示。熱通量峰值出現在熔池形成初期，此時各節(jié)點的熱通量仍小于臨界熱通量［5，14］，整個下封頭厚度并未減小（如圖11所示），因此ERVC的實施有效阻止了容器壁的蠕變失效。

圖10 下封頭內壁熱通量分布隨時間的變化Fig.10 Heat flux distribution history of lower head’s inwall

圖11 下封頭厚度Fig.11 Thickness of lower head

4 結論

（1）當DVI管線出現中、小破口時，一組ACC和CMT仍可在一定時間內淹沒堆腔，對堆芯進行有效冷卻，與此同時，當ACC和CMT排空后穩(wěn)壓器水位會立刻再次下降。

（2）與破裂DVI管線相連的CMT平衡管線會出現汽液倒吸現象。

（3）嚴重事故中ERVC的實施可使下封頭容器壁熱通量小于臨界熱通量，且具有較大裕量，從而確保了壓力容器的完整性。

由于從堆芯熔化到熔池形成、發(fā)展和下封頭行為在事故后期具有很大不確定性，且SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序本身對熔融物行為的計算處理頗為近似，且程序本身沒有ERVC模型，筆者認為未來工作應在文獻調研或實驗結果的基礎上致力于熔融物行為模型的改進，并將改進結果加入到ERVC模型中。

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