周克峰，鄭繼業(yè)，馮進軍，石俊英，俞爾俊

(環(huán)境保護部 核與輻射安全中心，北京 100082)

當?shù)貢r間2011年3月11日下午2點46分，日本宮城縣以東的太平洋海域發(fā)生里氏9.0級地震，強烈的地震導致福島第一核電廠失去廠外電源，反應堆實施緊急停堆，由于福島第一核電廠1～4號機組的廠址標高僅10 m，隨后地震引發(fā)的十幾米的海嘯導致核電廠內的應急柴油機組失效，從而引發(fā)了嚴重的核泄漏事故。從本質上講，福島核事故是一起喪失廠外電源同時疊加應急柴油機組失效的全廠斷電事故。

國內的核電機組以紅沿河核電廠(M310)百萬千瓦級壓水堆核電機組為主，其針對全廠斷電事故也開展了相關研究[1-2]，根據國際核工界的工程經驗和反饋，在核電廠內配備了包括穩(wěn)壓器卸壓功能延伸、安全殼消氫系統(tǒng)、安全殼過濾排放系統(tǒng)等在內的嚴重事故緩解措施，以實現(xiàn)防止高壓熔堆、降低氫爆風險、可控的安全殼卸壓排放等安全功能，最終避免安全殼早期失效的風險。在福島事故發(fā)生后，國家核安全局對國內核工業(yè)界提出了福島后改進項的技術要求[3]，包括一、二次側補水管線，移動電源，移動泵，移動柴油機組等，并對在建以及在運的核電廠分別提出了改進項落實的時間要求，以便于制定類似福島事故條件下的緩解措施，以防止放射性物質的大量釋放。

福島事故的研究和經驗反饋表明[4]，汽動泵對延緩事故的發(fā)展起到了積極的作用，M310系列機組中，在輔助給水系統(tǒng)、水壓試驗泵汽輪發(fā)電機組等均提供了汽動系列，因此發(fā)生全廠斷電事故的情況下，剩余蒸汽可使系統(tǒng)實現(xiàn)其功能。

本文擬采用從美國NRC引進的新版嚴重事故分析程序MELCOR 2.1[5-6]和圖形可視化輔助分析工具SNAP[7]，針對M310系列機組開展全廠斷電事故研究，結合當前核電廠所實施的嚴重事故緩解措施以及福島后改進項，通過汽動設備啟動與否以及設備投用時間的敏感性分析，研究福島事故后國內M310系列機組應對全廠斷電事故的能力和關鍵設備及其投用時間的影響，并通過適當?shù)囊?、二回路補水將反應堆冷卻至可控狀態(tài)。

1 M310核電廠主要模型及假設條件

1.1 堆芯模型

M310核電廠為15×15堆芯結構，堆芯裝載157盒AFA 3GAA燃料組件。圖1、2中分別示出了堆芯、下腔室模擬圖。其中，堆芯、下腔室和下封頭劃分為5個環(huán)；每個環(huán)在軸向劃分為15段，其中下腔室分為4段，堆芯活性區(qū)分為10段，上柵格板1段。同時使用熱構件模塊定義了堆芯圍板、吊籃等結構。

圖1 堆芯的徑向劃分

圖2 堆芯、下腔室的軸向劃分

1.2 一、二回路模型

反應堆冷卻劑系統(tǒng)由堆芯、主管道、主泵、蒸汽發(fā)生器一次側、穩(wěn)壓器、安注箱、安注泵和堆芯等部件組成。二回路主要由蒸汽發(fā)生器二次側、主給水系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)和汽輪機等部件組成。根據核電廠的實際參數(shù)，建立反應堆冷卻劑系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的分析模型。

反應堆冷卻劑系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)的模型主要由控制體、流道和熱構件組成。在嚴重事故分析中使用的反應堆冷卻劑系統(tǒng)、二次側的節(jié)點劃分分別示于圖3、4，其由若干個控制體和流道組成。

1.3 假設條件

在全廠斷電事故分析中所使用的初始條件、功能性假定、鋯合金包殼失效假定、下封頭失效假定、安全殼失效假定如下。

1) 初始條件

反應堆初始在滿功率下運行；0 s時刻失去廠外電，啟動兩列應急柴油發(fā)動機失?。凰畨涸囼灡闷啺l(fā)電機組系統(tǒng)(LLS)不可用。

2) 功能性假定

(1) 失去電源后，反應堆冷卻劑泵惰轉；

(2) 假定主泵軸封在事故發(fā)生2 min時發(fā)生軸封破口，使一回路在穩(wěn)壓器泄壓閥開啟之前，已喪失完整性；

(3) 應急堆芯冷卻系統(tǒng)(ECCS)非能動部分，即蓄壓安注箱在一回路壓力下降至4.1 MPa時自動投入；

圖3 反應堆冷卻劑系統(tǒng)節(jié)點劃分圖

圖4 二回路節(jié)點劃分圖

(4) 高壓安注、低壓安注、安全殼噴淋系統(tǒng)不可用；

(5) 主給水停用，輔助給水不可用。

3) 鋯合金包殼失效假定

當包殼溫度達到723 ℃時，假定失效，氣態(tài)裂變產物從間隙間釋放。

4) 下封頭失效假定

當下封頭的溫度達到1 300 ℃時，假定下封頭失效。

5) 安全殼失效假定

安全殼內壓力達0.78 MPa時，假定安全殼整體失效。安全殼過濾排放系統(tǒng)在24 h內不開啟。

2 緩解措施能力分析

2.1 軸封破口的影響

1) 軸封破口的原因

機組在正常運行的情況下，主泵軸封水來自化容系統(tǒng)(CVCS)的高壓冷水，壓力略高于反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力，通過熱屏法蘭上的接管從泵徑向軸封和1號軸封之間注入。其作用是抑制反應堆冷卻劑通過泵軸封喪失，為泵軸承提供潤滑，在設備冷卻水系統(tǒng)(RRI)故障喪失熱屏冷卻時，保證泵軸承和軸封的短時間應急冷卻。

在M310系列機組中，兩機組共用的水壓試驗泵除用于一回路水壓試驗外，也用來從換料水箱向安注箱補水[8]。此外，在發(fā)生全廠斷電的情況下，水壓試驗泵還用于提供主泵的軸封水。水壓試驗泵汽輪發(fā)電機組為水壓試驗泵提供動力，從而確保冷卻劑泵1號軸封的注入流量。

由于水壓試驗泵的動力源為水壓試驗泵汽輪發(fā)電機組，上游水源為換料水箱，因此，在發(fā)生全廠斷電的情況下，水壓試驗泵是潛在的可用設備，可緩解由于全廠斷電引起的軸封泄漏。假設在全廠斷電事故下，輔助給水系統(tǒng)(汽動泵，ASG)投入失敗，同時無法恢復電源，安注系統(tǒng)無法啟用，分析軸封破口對事故進程的影響。

2) 軸封泄漏量的影響

根據概率安全分析(PRA)報告可知，形成的軸封破口有兩種可能的破口流量，一種是發(fā)生概率為0.1的180 t/h(3破口總流量)的破口流量，一種是發(fā)生概率為0.9的15 t/h的破口流量[2]。針對無軸封破口和兩種不同的軸封泄漏量的破口情況分別進行計算，分析軸封破口對SBO事故進程的影響。圖5為不同軸封泄漏量情況下主要參數(shù)的變化。

從計算結果看，軸封破口對于事故進展是不利的，會引起一回路水裝量的減少。180 t/h的軸封破口加快了事故進程，如表1列出事故后1.3 h燃料包殼即發(fā)生破損，15 t/h的軸封破口與無軸封破口的事故進展趨勢相近，但其勢必造成一回路補水的需求。從泄漏量來看，180 t/h的軸封破口事故進程非?？欤虝r間內即發(fā)生堆芯裸露和損毀，因此需重視軸封破口的泄漏量。在發(fā)生SBO的情況下，須盡早啟動或盡快恢復水壓試驗泵汽輪發(fā)電機組的功能，為主泵軸封提供軸封水，減少甚至消除泄漏。水壓試驗泵的成功啟動，保證了一回路的水裝量，為后續(xù)投入移動電源、移動泵等緩解設備贏得準備時間。鑒于180 t/h軸封破口的嚴重性，在后續(xù)的分析中僅考慮15 t/h的軸封破口。

圖5 不同軸封破口情況下主要參數(shù)的變化

表1 不同緩解條件下包殼失效時間

2.2 輔助給水系統(tǒng)的影響

1) 輔助給水系統(tǒng)

輔助給水系統(tǒng)屬于核電廠專設安全設施之一，其作用是在主給水系統(tǒng)發(fā)生故障時，作為應急手段向蒸汽發(fā)生器二次側供水，為堆芯剩余功率的載出提供一個熱阱。輔助給水系統(tǒng)的上游水源為輔助給水箱，輔助給水貯存箱的總有效容積為790 m3。在M310系列的核電機組中，輔助給水系統(tǒng)配備了兩臺汽動泵(2×50%容量)，由主蒸汽系統(tǒng)旁路供汽[8]。

因此，在發(fā)生全廠斷電的情況下，輔助給水系統(tǒng)中的汽動泵是系統(tǒng)能否投入的關鍵，其投入與否及其投入的時間對事故進程都有很大的影響。汽動給水泵額定流量為200 m3/h，總壓頭為1 100 m水柱。汽輪機在8.6～0.76 MPa的蒸汽壓力范圍內運行，對應的給水泵流量分別為200 m3/h和75 m3/h，分析過程中假設汽動給水泵流量為下限值。

2) 輔助給水系統(tǒng)投用與否的影響

圖6為輔助給水系統(tǒng)投用與否情況下主要參數(shù)的變化。輔助給水系統(tǒng)的投用，明顯地延長了一回路自然循環(huán)的時間，有效改善了一次側熱量的載出，使事故過程中一回路的壓力和堆芯出口溫度均處于較低的水平，進而達不到穩(wěn)壓器安全閥開啟條件，無需進行一回路降壓和卸壓，減少了一回路水裝量通過穩(wěn)壓器安全閥的喪失，從而保證堆芯在較長時間內處于淹沒狀態(tài)。如表1所列，輔助給水投用的情況下，即使一回路存在15 t/h的軸封破口，仍有約13 h的準備時間，如果實現(xiàn)一回路及時補水，則可保證堆芯性能不發(fā)生降級損壞。

輔助給水系統(tǒng)的投用，延緩了事故進程，即使存在15 t/h的軸封破口泄漏，仍能為后續(xù)一回路補水贏得較為充分的準備時間。但一回路軸封破口的存在勢必導致一回路水裝量的減少，最終仍會導致堆芯的裸露和損毀，從而演變?yōu)閲乐厥鹿省?/p>

圖6 ASG投用與否情景下主要參數(shù)變化

3) 輔助給水投用時間的影響

考慮到事故的判定、設備的可操作性及到達時間等方面的影響，輔助給水系統(tǒng)的啟動時間可能會出現(xiàn)延遲，因此需開展輔助給水系統(tǒng)投用時間的敏感性分析，考慮其對事故進程的影響，以確定輔助給水系統(tǒng)投用的最大允許延遲時間。圖7為不同投用時間對事故進程中主要參數(shù)的影響。

決定輔助給水系統(tǒng)能否起到載出堆芯余熱作用的關鍵因素有兩個：一回路自然循環(huán)的維持和蒸汽發(fā)生器一次側的冷凝回流，其中一回路自然循環(huán)的維持起主要作用。

一回路自然循環(huán)的維持取決于一回路的水裝量和蒸汽發(fā)生器二次側的水位情況。導致一回路水裝量減少的因素包括3方面：軸封破口、穩(wěn)壓器安全閥達到閾值后的開啟和穩(wěn)壓器卸壓功能延伸。從反應堆安全的角度來講，穩(wěn)壓器安全閥組達到閾值的開啟和穩(wěn)壓器卸壓功能的延伸是防止一回路超壓和高壓熔堆的必要手段，因此達到其閾值必須開啟。那么在軸封破口存在的情況下，降低一回路水裝量喪失的方式就是盡可能在達到穩(wěn)壓器安全閥開啟閾值之前投入輔助給水系統(tǒng)。從蒸汽發(fā)生器二次側水位的角度來講，需在蒸汽發(fā)生器二次側蒸干之前投入輔助給水系統(tǒng)。如表1所列，在輔助給水延遲投用的情況下，即使延遲1.11 h(4 000 s)的情況下，仍能維持一回路通過自然循環(huán)將余熱載出的方式，但如果延遲1.67 h(6 000 s)，即使投入了輔助給水，也將使通過蒸汽發(fā)生器實現(xiàn)余熱載出能力減弱，此時一回路自然循環(huán)無法穩(wěn)定維持，只能通過蒸汽的冷凝回流載出部分余熱。

因此，為了維持一回路自然循環(huán)的時間，輔助給水系統(tǒng)需在穩(wěn)壓器安全閥閾值開啟和蒸汽發(fā)生器二次側蒸干之前投用。即在補水條件不具備的情況下，應盡早投入輔助給水系統(tǒng)。

2.3 LLS系統(tǒng)正常啟動且輔助給水系統(tǒng)汽動泵啟動

LLS系統(tǒng)正常啟動且ASG汽動系列正常投用是全廠斷電事故后果最小的一種情況。由于ASG的水源來自輔助給水貯存箱，約有790 m3的水可用，從設計上來講，其貯存箱的儲水量是能滿足將一回路狀態(tài)帶到能使余熱排出系統(tǒng)投用的狀態(tài)，即一回路溫度降至180 ℃及以下，絕對壓力降到3.0 MPa以下。即輔助給水系統(tǒng)可將一回路帶到較低的溫度和較低的壓力狀態(tài)。圖8為LLS和ASG正常啟動情況下主要參數(shù)的變化。

從結果分析，在軸封完整且輔助給水系統(tǒng)投用的情況下，一回路水和蒸汽發(fā)生器的水裝量在事故早期是可保證的，且堆芯長期處于淹沒狀態(tài)，一回路壓力逐漸降低，從而有效緩解事故的進程。但如果蒸汽發(fā)生器得不到水源的補充，則仍會演變?yōu)閷е露研緭p壞的嚴重事故。如表1所列，在全廠斷電事故情況下，如果LLS系統(tǒng)正常啟動，且ASG汽動泵正常啟動，則在32.63 h內反應堆不會發(fā)生堆芯的降級損壞，這就給事故緩解提供了較長的準備時間，在這種情況下，如果在蒸汽發(fā)生器二次側水裝量蒸干前，及時實施二回路補水，則可將反應堆冷卻至安全狀態(tài)，從而將事故緩解。

圖7 ASG不同投用時間下主要參數(shù)變化

圖8 LLS和ASG正常啟動情況下主要參數(shù)的變化

3 一回路補水的影響

在發(fā)生全廠斷電的情況下，假設水壓試驗泵汽輪發(fā)電機組LLS未能成功啟動，形成軸封破口，造成一回路水裝量喪失。不論輔助給水系統(tǒng)ASG是否投用，一回路水裝量的減少必然會導致堆芯的裸露，進而損壞堆芯。如果能及時實現(xiàn)一回路補水，使堆芯處于淹沒狀態(tài)，則可保證反應堆的安全，通過長期的一回路沖排(feed-and-bleed)冷卻，可將反應堆冷卻至可控狀態(tài)。

在《核電廠改進行動通用技術要求》中，對福島后改進行動中附加移動泵和注水管線設置提出了要求，即在核電廠部分或全部安全系統(tǒng)功能喪失的情況下，通過移動泵和外界動力向一回路應急補水以帶出余熱。然而，一回路應急補水能否達到預期效果的關鍵在于堆芯是否保持了一定的冷卻形狀，考慮到結團熔渣不易冷卻，且未實施堆腔注水的情況下，最終的可控冷卻狀態(tài)需保持堆芯支撐不發(fā)生失效。

考慮到移動泵和注水管線的能力，假設一回路系統(tǒng)壓力降至2.0 MPa后才可實現(xiàn)注入，且注入流量為15 kg/s。穩(wěn)壓器卸壓功能延伸是將系統(tǒng)壓力降至預期壓力的有效途徑，由于過早手動開啟穩(wěn)壓器安全閥會導致一回路水裝量的喪失，因此仍考慮在堆芯出口溫度達650 ℃時手動開啟安全閥來卸壓，而當系統(tǒng)壓力下降至2.0 MPa(約3.06 h)后，根據設備的準備情況開展一回路應急補水，如果設備準備出現(xiàn)延遲，事故將進一步發(fā)展，分析不同延遲時間對堆芯形狀的影響。圖9為一回路應急補水在不同時間投入時主要參數(shù)的變化。

在全廠斷電事故進程中，在穩(wěn)壓器安全閥實施手動卸壓后，安注箱投用，約4.4 h時，安注箱水用盡。在安注箱水可用的時間內，堆芯處于部分可冷卻狀態(tài)，堆芯徑向外圍環(huán)區(qū)(R3、R4、R5)只出現(xiàn)少量包殼氧化，未出現(xiàn)燃料破損現(xiàn)象。安注箱水耗盡后，堆芯完全裸露，堆芯損壞的速率加快。在事故后5 h投入一回路應急補水的情況下，堆芯冷卻至可控冷卻狀態(tài)，未出現(xiàn)堆芯支撐板失效，堆芯熔融物未落入下封頭，堆芯損壞的程度未出現(xiàn)明顯擴大。而在事故后5.6 h投入一回路應急補水的情況下，堆芯支撐板則發(fā)生失效，熔融物落入下封頭，由于結團熔渣不易冷卻，存在下封頭失效的風險，進而導致一回路補水失敗。

圖9 堆芯狀態(tài)的變化

總之，如果能及時實現(xiàn)一回路補水，將反應堆冷卻至可控狀態(tài)，從而將全廠斷電嚴重事故進行緩解，將堆芯熔融物滯留于壓力容器內，避免了放射性物質的大量釋放的風險。

4 總結

全廠斷電事故是有可能導致嚴重事故的典型事故序列，從M310系列機組的特點出發(fā)，研究了在發(fā)生全廠斷電事故的情況下，電廠現(xiàn)有汽動設備(LLS系統(tǒng)、ASG系統(tǒng))投用與否及投用時間對事故進程的影響，進而得出事故緩解過程中一、二回路補水的需求。在福島事故發(fā)生后，國家核安全局提出的福島改進要求中也對我國核電廠一、二回路補水能力提出了改進要求，以應對類似福島這樣的全廠斷電事故。通過全廠斷電事故過程中堆芯狀態(tài)的跟蹤，初步分析了一回路應急補水投入時間是否可將堆芯冷卻至可控狀態(tài)，即滿足堆芯熔融物壓力容器內滯留的要求。分析表明，通過一、二回路的補水措施，對于應對類似福島的全廠斷電事故是有效的，避免了放射性物質的大規(guī)模釋放。

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