劉 展，王 喆，張國勝，秦慧敏

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

2011年3月，日本發(fā)生由地震和海嘯引發(fā)的福島核事故。福島核事故中，因全廠斷電(喪失廠內(nèi)外電源)導致實施堆芯冷卻的設備和部件失效，長時間喪失熱阱，只得暫時依靠安全閥或放氣閥，通過喪失主回路系統(tǒng)冷卻劑的方式帶走部分衰變熱。但此舉實際效果有限，堆芯升溫引發(fā)鋯水反應并產(chǎn)生大量氫氣，最終引發(fā)氫氣爆炸。

本工作假想AP1000核電廠發(fā)生類似于福島核事故的全廠斷電事故，核電廠喪失蒸汽發(fā)生器(SG)二次側熱阱(在SG水裝量耗盡后)，只能通過非能動余熱排出系統(tǒng)(PRHRS)帶走反應堆堆芯衰變熱。若在較長時間內(nèi)反應堆堆芯產(chǎn)熱(衰變熱)與PRHRS的帶熱能力不相匹配，將會引起穩(wěn)壓器滿溢，通過穩(wěn)壓器安全閥排放液體冷卻劑，這將使事故升級(由Ⅱ類工況演變?yōu)棰箢惞r的小破口LOCA)，由此，將不能滿足事故驗收準則的要求，還有可能引起反應堆堆芯裸露。此外。在事故期間，堆芯補水箱(CMT)的冷水注入反應堆堆芯將會引起冷卻劑膨脹，穩(wěn)壓器滿溢的風險將會進一步增大。

基于上述假設，本文研究AP1000核電廠在類似日本福島核事故工況下事故是否升級，出現(xiàn)穩(wěn)壓器滿溢，并導致放射性冷卻劑外泄。

1 分析程序和主要假設

1.1 分析程序

應用LOFTRAN程序15.0.0版本[1]模擬AP1000核電廠在全廠斷電事故下的核電廠響應。該程序可模擬中子動力學、反應堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS，包括自然循環(huán))、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和給水系統(tǒng)，包括詳細地模擬電廠控制系統(tǒng)和保護系統(tǒng)。

1.2 主要假設

AP1000核電廠在喪失正常給水事故下，因全廠斷電引起反應堆冷卻劑泵停運、汽輪機停機，同時，假設堆芯補水箱投入并觸發(fā)PRHRS投入。該事故分析的主要假設條件為：喪失正常給水；反應堆停堆；汽輪機停機；反應堆冷卻劑泵停運；CMT投入(CMT投入運行將會引起反應堆冷卻劑系統(tǒng)膨脹更嚴重，保守假設其同時投入)；PRHRS投入。

2 全廠斷電事故分析

基于主要假設，對類似于日本福島核事故的全廠斷電事故進行分析研究。圖1示出該事故下穩(wěn)壓器水容積的變化。

圖1 基準工況下穩(wěn)壓器水容積的變化

全廠斷電發(fā)生后，反應堆停堆，與此同時汽輪機停機，引起SG二次側熱阱暫時喪失，只能通過SG安全閥和PRHRS帶走反應堆堆芯衰變熱。由于全廠斷電引起反應堆冷卻劑泵停運，PRHRS熱交換器的熱移出能力大幅降低(僅通過自然循環(huán)帶走熱量)，事故初期，其換熱能力遠小于反應堆堆芯衰變熱，故RCS將快速升溫升壓，穩(wěn)壓器水裝量也將相應上升。此外，保守考慮CMT在事故初期就投入，使得RCS膨脹更嚴重，最終在反應堆堆芯衰變熱與PRHRS熱交換器的帶熱能力匹配之前，穩(wěn)壓器已滿溢。圖1計算結果也表明，在約3 500 s時，穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。

若不考慮操縱員干預，在全廠斷電事故工況下，AP1000核電廠將在約1 h后達到穩(wěn)壓器滿溢，引起RCS水裝量流失，它將增大反應堆堆芯裸露的風險，由此將會增大安全殼內(nèi)的放射性水平，并增大向環(huán)境釋放大量放射物質的可能性。

因此，為防止AP1000核電廠在此事故工況下發(fā)生穩(wěn)壓器滿溢，需進行相關的防止穩(wěn)壓器滿溢的對策研究。

3 防止穩(wěn)壓器滿溢的對策研究

基于上述分析，AP1000核電廠在全廠斷電事故工況且不考慮操縱員干預的情況下，將會發(fā)生穩(wěn)壓器滿溢。因此，應采取合理對策避免或緩解核電廠由穩(wěn)壓器滿溢引起的不利影響(包括可能的事故升級及增加安全殼內(nèi)的放射性等)。

3.1 PRHRS能力

在此事故下，核電廠因全廠斷電，將很快引起反應堆冷卻劑泵停運，PRHRS的熱交換器只能依靠自然循環(huán)將反應堆堆芯衰變熱傳至安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)內(nèi)的水中。此外，IRWST背壓取安全殼設計壓力(IRWST背壓越大，PRHRS的能力越弱，對結果越保守)，因此，事故初期，PRHRS熱交換器的能力遠小于反應堆堆芯衰變熱的水平(圖2)，且CMT冷水的注入也會使PRHRS的換熱能力有所減弱，故為防止穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢，可由增加PRHRS的帶熱能力來實現(xiàn)。增大PRHRS的傳熱面積(通過增加傳熱管數(shù)目和傳熱管長度來實現(xiàn))或降低PRHRS循環(huán)回路的壓降可有效地增強其換熱能力，使PRHRS的傳熱能力與反應堆堆芯衰變熱較早地匹配，最終達到防止穩(wěn)壓器滿溢的目的。

圖2 PRHRS傳熱率和堆芯功率

若PRHRS的傳熱面積增大約30%，在約21 500 s，可使PRHRS與反應堆堆芯衰變熱匹配(提前約4 000 s)，最終可避免穩(wěn)壓器滿溢。圖3示出該事故下穩(wěn)壓器水容積的變化。圖3表明，增強PRHRS的傳熱能力有利于防止穩(wěn)壓器滿溢。

圖4示出PRHRS不同傳熱面積的敏感性分析。圖4表明，PRHRS的傳熱面積越大，越有利于防止穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。但傳熱面積增大同時會帶來設備變大的弊端，因此，從安全裕度和簡化設備兩方面考慮，建議PRHRS的傳熱面積增加約35%～40%較為合適。

圖3 傳熱面積增大約30%時穩(wěn)壓器水容積隨時間的變化

圖4 不同傳熱面積下穩(wěn)壓器水容積隨時間的變化

3.2 安全殼背壓迭代計算

在全廠斷電事故工況下，安全殼內(nèi)并未發(fā)生RCS破口事故，因此質量和能量釋放較少，主要通過PRHRS的熱交換器加熱IRWST內(nèi)的水而使其達到沸騰產(chǎn)生質能釋放，3.1節(jié)中IRWST背壓(即安全殼壓力)取其設計壓力過于保守，在實際分析中可結合W-GOTHIC程序迭代計算并考慮一定的保守性，對防止穩(wěn)壓器滿溢有較大好處。IRWST的壓力越高，其中的冷卻劑沸騰得就越晚，只能通過其冷卻劑溫度升高的顯熱增加帶走PRHRS換熱的能量，與IRWST內(nèi)冷卻劑沸騰引起的潛熱相比，其帶走的熱量較小，故安全殼背壓通過迭代的方式取合理的保守值，在一定程度上可緩解或防止穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。具體而言，基于3.1節(jié)，若IRWST背壓降低0.1 MPa，穩(wěn)壓器最大水容積將會減小約3 m3，由此距穩(wěn)壓器滿溢的裕度將會增大約5%。

3.3 增大穩(wěn)壓器容積

引起穩(wěn)壓器滿溢的原因之一是穩(wěn)壓器自由容積較小，它將導致穩(wěn)壓器容納RCS冷卻劑膨脹的體積較小，因此，本研究僅考慮增大穩(wěn)壓器容積防止穩(wěn)壓器滿溢。在PRHRS帶熱與反應堆堆芯衰變熱匹配前，RCS內(nèi)的冷卻劑將會繼續(xù)膨脹，引起RCS體積增加，穩(wěn)壓器水容積上升。通過系統(tǒng)程序分析，穩(wěn)壓器自由容積增加約35%以上，可有效避免全廠斷電事故期間穩(wěn)壓器發(fā)生滿溢。因此，穩(wěn)壓器容積需增大當前總容積的約35%。

此外，CMT不僅容積較大且冷卻劑溫度與安全殼內(nèi)的溫度基本一致，瞬態(tài)過程中其冷水注入反應堆堆芯極大地增加了反應堆冷卻劑系統(tǒng)的膨脹，因此，通過增設CMT隔離信號(如穩(wěn)壓器高水位信號觸發(fā)隔離CMT)，將降低后期CMT注入反應堆堆芯較冷的冷卻劑的質量，使得反應堆冷卻劑系統(tǒng)膨脹有一定的降低，由此可為防止穩(wěn)壓器滿溢起到緩解作用。

4 結論

通過以上分析和有關防止穩(wěn)壓器滿溢對策研究，可得到如下結論。

1) 在與日本福島核事故相似的全廠斷電事故下，AP1000核電廠在喪失正常給水且不考慮操縱員干預的情況下，將會引起穩(wěn)壓器滿溢，該事故將會升級為RCS破口事故，它將大幅增大安全殼內(nèi)的放射性水平。

2) 在此事故下，可通過以下措施避免或緩解穩(wěn)壓器滿溢：增大PRHRS熱交換器的傳熱面積，可防止穩(wěn)壓器滿溢；合理降低IRWST的背壓，可增大達到穩(wěn)壓器滿溢的裕度，有效地緩解穩(wěn)壓器滿溢；增大穩(wěn)壓器的容積，可防止穩(wěn)壓器滿溢。此外，增設CMT隔離信號(穩(wěn)壓器高水位信號)，也可有效緩解在該事故下穩(wěn)壓器滿溢。

針對AP1000核電廠在全廠斷電事故工況進行防止穩(wěn)壓器滿溢的對策研究，其結果可用于指導核電廠設計，并為事故分析提供指導。

參考文獻：

[1] Westinghouse Electric Company. LOFTRAN code description and user’s manual, WCAP-7878[R]. USA: Westinghouse Electric Company, 2005.