楊 江，王 婷，陶 俊，高玲媛，盧向暉

(中科華核電技術(shù)研究院有限公司，廣東 深圳 518000)

AP1000是美國(guó)西屋公司開發(fā)的第三代壓水堆，其采用了非能動(dòng)安全系統(tǒng)，其中包括非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)和非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。非能動(dòng)安全系統(tǒng)大量運(yùn)用自然循環(huán)、自然對(duì)流和壓縮氣體膨脹等自然驅(qū)動(dòng)力緩解事故，不涉及能動(dòng)部件，減少人因故障，從而提高了核電廠的安全性和可靠性[1-2]。

國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)技術(shù)報(bào)告中將非能動(dòng)系統(tǒng)定義為完全由非能動(dòng)部件構(gòu)成的系統(tǒng)，或依靠有限的能動(dòng)部件進(jìn)行觸發(fā)的非能動(dòng)部件系統(tǒng)[3]，并對(duì)非能動(dòng)系統(tǒng)進(jìn)行了等級(jí)劃分。AP1000的非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)、非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)屬于最低等級(jí)的非能動(dòng)系統(tǒng)，即第4等級(jí)——能動(dòng)觸發(fā)/非能動(dòng)執(zhí)行，此第4級(jí)非能動(dòng)系統(tǒng)由蓄電池供電進(jìn)行觸發(fā)，但供電的能動(dòng)部件僅限于控制器、儀控部件和閥門[4]。

福島核事故發(fā)生后，世界各國(guó)紛紛開展對(duì)于運(yùn)行和在建核電廠的壓力測(cè)試[5]，即鑒于福島核事故對(duì)核電廠安全裕度進(jìn)行重新評(píng)估，評(píng)估極端自然災(zāi)害對(duì)電廠安全性的影響及導(dǎo)致嚴(yán)重事故的可能性。對(duì)于AP1000核電廠，同樣有必要進(jìn)行壓力測(cè)試，按確定論的方法，檢驗(yàn)其非能動(dòng)安全系統(tǒng)在福島核事故條件下緩解事故的有效性。

AP1000交流電系統(tǒng)(包括主交流電系統(tǒng)和備用交流電系統(tǒng))是非1E級(jí)系統(tǒng)，在福島核事故條件下將完全失效[6]。安全相關(guān)電源系統(tǒng)由1E級(jí)直流電源系統(tǒng)組成，包括4組獨(dú)立的蓄電池系統(tǒng)，但這些蓄電池位于輔助廠房地下室，在福島核事故條件下將被完全淹沒而失效。AP1000核電廠設(shè)置兩臺(tái)輔助柴油發(fā)電機(jī)組，作為1E級(jí)直流電源的后備，但在福島核事故條件下，這兩臺(tái)輔助柴油發(fā)電機(jī)組也被淹沒，因此事故后AP1000無可用的直流電源。

1 事故描述

福島核事故條件將導(dǎo)致AP1000核電廠交流電源和直流電源全部喪失，后者的喪失會(huì)導(dǎo)致儀控系統(tǒng)失效，不能產(chǎn)生任何監(jiān)測(cè)和驅(qū)動(dòng)信號(hào)，所有電動(dòng)閥不能開啟；所有失效開啟的閥門將在斷電后自動(dòng)開啟。根據(jù)事故后的系統(tǒng)響應(yīng)和事故后果，可將整個(gè)事故后進(jìn)程劃分為前期和后期兩個(gè)階段。

1.1 事故前期

事故初始，控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的電源喪失觸發(fā)停堆；反應(yīng)堆冷卻劑泵喪失電源，開始惰轉(zhuǎn)；汽輪機(jī)停機(jī)，蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥因喪失控制和動(dòng)力源而失效，蒸汽安全閥可能會(huì)開啟以防止蒸汽壓力過高；同時(shí)，非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRHRS)出口管線上電動(dòng)隔離閥失效開啟，堆芯補(bǔ)水箱(CMT)出口管線上電動(dòng)隔離閥失效開啟，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)噴淋管上電動(dòng)閥門失效開啟。由于無驅(qū)動(dòng)電源，自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS)第1～3級(jí)電動(dòng)閥始終保持關(guān)閉，ADS第4級(jí)爆破閥、安全殼內(nèi)置換料水箱(IRWST)直接注入管線上爆破閥、地坑注入管線上爆破閥均不會(huì)觸發(fā)開啟。事故過程中，穩(wěn)壓器安全閥可能會(huì)開啟以防止一回路系統(tǒng)壓力過高。安注箱(ACC)的注入由其出口管線上截止閥控制，由于一回路系統(tǒng)壓力始終未降至截止閥設(shè)定值，ACC未啟動(dòng)。PCCS噴淋管在事故初始失效開啟，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)水儲(chǔ)存箱(PCCSWST)的冷卻水可對(duì)鋼制安全殼外壁面實(shí)施長(zhǎng)達(dá)72 h的噴淋。在整個(gè)事故前期階段，依靠PRHRS將堆內(nèi)余熱轉(zhuǎn)移到IRWST和安全殼內(nèi)，再依靠PCCS將熱量轉(zhuǎn)移到安全殼外，從而讓堆芯維持在熱停堆狀態(tài)。

在事故前期階段，堆芯余熱排出主要依靠PRHRS，而PRHRS的C型換熱管數(shù)量多、管徑小、管壁薄、直接置于IRWST中，在強(qiáng)地震情況下，換熱管可能破裂，從而造成一回路系統(tǒng)邊界的小破口。PRHRS的局部破裂可能造成其排熱能力降低、甚至完全失效，但破口排放也可代替ADS系統(tǒng)執(zhí)行主動(dòng)降壓的功能。因此，有必要對(duì)前述事故疊加假設(shè)1根PRHRS換熱管雙端斷裂的情況進(jìn)行分析，評(píng)估該情況下的事故后果。

1.2 事故后期

PCCSWST噴淋72 h后排空，其冷卻水的補(bǔ)給依賴PCCS循環(huán)系統(tǒng)，但PCCS循環(huán)泵的運(yùn)行需要交流電源，而福島核事故條件下72 h內(nèi)未能及時(shí)恢復(fù)交流電源，因此后續(xù)無補(bǔ)充水源進(jìn)行噴淋，安全殼內(nèi)熱量不能被有效移出，堆芯逐漸熔化，事故后果急劇惡化，標(biāo)志著事故進(jìn)入后期階段。

事故前、后期所關(guān)注的系統(tǒng)和現(xiàn)象相差很大，前期主要關(guān)注非能動(dòng)安全系統(tǒng)是否能有效緩解事故后果、一回路系統(tǒng)是否滿足安全驗(yàn)收準(zhǔn)則，而后期屬于嚴(yán)重事故進(jìn)程，主要關(guān)注堆芯熔化、安全殼破裂、放射性釋放等。本文僅對(duì)事故前期進(jìn)行研究，模擬分析一、二回路系統(tǒng)在事故前期的瞬態(tài)響應(yīng)。

2 計(jì)算模型

針對(duì)AP1000的系統(tǒng)結(jié)構(gòu)和運(yùn)行特點(diǎn)，合理劃分控制體，建立了AP1000一回路、部分二回路系統(tǒng)和非能動(dòng)堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)的RELAP5計(jì)算模型，該模型節(jié)點(diǎn)劃分如圖1所示。本文僅對(duì)PRHRS和非能動(dòng)安全注入系統(tǒng)的模型進(jìn)行介紹。

圖1 AP1000節(jié)點(diǎn)劃分圖

用管型部件模擬PRHRS換熱管內(nèi)側(cè)流道，由于具有多根傳熱管，此管型部件采用了等效流通截面積、等效傳熱面積和等效損失系數(shù)；用熱構(gòu)件模擬PRHRS換熱管壁，熱構(gòu)件的左、右邊界分別為換熱管內(nèi)流體和IRWST內(nèi)流體。

用管型部件模擬CMT的箱體，其出口管線上的觸發(fā)閥控制CMT啟動(dòng)。用RELAP5內(nèi)置的ACC模塊模擬氮?dú)饧訅旱腁CC。用觸發(fā)閥控制第1～4級(jí)ADS的啟動(dòng)，第1～3級(jí)ADS向IRWST排放，第4級(jí)ADS直接向安全殼內(nèi)排放，用時(shí)間相關(guān)控制體模擬安全殼大氣環(huán)境。

3 計(jì)算結(jié)果與分析

3.1 PRHRS換熱管完好

首先進(jìn)行100 s的穩(wěn)態(tài)計(jì)算，電廠主要運(yùn)行參數(shù)的計(jì)算值與名義值的相對(duì)偏差小于0.03%。

事故發(fā)生后，反應(yīng)堆停堆，一回路系統(tǒng)溫度和壓力迅速下降；由于主泵惰轉(zhuǎn)、堆芯流量降低，一回路系統(tǒng)溫度和壓力又很快回升(圖2、3)。一回路系統(tǒng)溫度回升非常短暫，這是因?yàn)槭щ娪|發(fā)CMT出口管線上控制閥門失效開啟，低溫含硼冷卻水注入堆芯。而一回路系統(tǒng)壓力持續(xù)上升，這是由于CMT內(nèi)冷卻水進(jìn)入一回路系統(tǒng)后被不斷加熱膨脹。一回路系統(tǒng)壓力一直上升到安全閥開啟限定值，在很長(zhǎng)的一段時(shí)間內(nèi)安全閥反復(fù)自動(dòng)開啟和關(guān)閉。

圖2 PRHRS換熱管完好時(shí)穩(wěn)壓器壓力

冷管段高溫流體從CMT箱體頂部壓力平衡管道進(jìn)入，箱內(nèi)低溫流體從底部管道注入堆芯，CMT一直保持充滿的狀態(tài)，即一直以水循環(huán)模式運(yùn)行。CMT內(nèi)流體初始為安全殼大氣環(huán)境溫度，事故后其溫度逐漸上升，箱內(nèi)流體與一回路流體的密度差減小，自然循環(huán)效應(yīng)減弱，從而導(dǎo)致CMT注入流量逐漸減小(圖4)。由于CMT注入流量逐漸減小，而堆芯余熱大于PRHRS換熱，在約3 000 s后，堆芯流體溫度有所上升。當(dāng)CMT箱內(nèi)所有流體的溫度上升至與冷管段溫度接近后(約7 000 s)，CMT終止注入。

圖3 PRHRS換熱管完好時(shí)堆芯流體峰值溫度

圖4 CMT1注入流量及箱內(nèi)冷卻水溫度

CMT注入終止后，PRHRS仍進(jìn)行流量穩(wěn)定的自然循環(huán)和對(duì)流換熱(圖5)，一回路系統(tǒng)熱量仍可被不斷移出至IRWST，后續(xù)一回路系統(tǒng)逐漸進(jìn)入相對(duì)穩(wěn)定的熱停堆狀態(tài)。

假如后續(xù)的熱移出通道(IRWST冷卻水蒸發(fā)→水蒸氣在鋼制安全殼內(nèi)壁面冷凝及對(duì)流→鋼制安全殼外壁面噴淋)能正常執(zhí)行功能，則反應(yīng)堆系統(tǒng)可在很長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)維持相對(duì)安全的狀態(tài)。

3.2 1根PRHRS換熱管雙端斷裂

事故瞬態(tài)計(jì)算前同樣先進(jìn)行100 s的穩(wěn)態(tài)計(jì)算，100 s時(shí)事故發(fā)生，同時(shí)1根PRHRS換熱管發(fā)生雙端斷裂。模型中增加1個(gè)與原PRHRS換熱管管型部件并聯(lián)的管型部件，用來模擬發(fā)生雙端斷裂的1根PRHRS換熱管，用兩個(gè)閥門分別連接斷裂端口至IRWST，閥門截面積等于換熱管截面積(0.013 55 cm2)。

圖5 PRHRS換熱管完好時(shí)堆芯余熱和PRHRS換熱

根據(jù)事故后一回路系統(tǒng)壓力的變化，可將整個(gè)事故后進(jìn)程劃分為3個(gè)階段。

圖6 1根PRHRS換熱管雙端斷裂時(shí)穩(wěn)壓器的壓力

第1階段為7 000 s前的降壓階段，事故初始由于反應(yīng)堆停堆、PRHRS破口噴放，一回路系統(tǒng)迅速降壓，其瞬態(tài)過程類似于小破口事故。參考AP1000小破口事故的研究，可將此階段劃分為3個(gè)子階段(圖6)：噴放階段、自然循環(huán)階段和再降壓階段[7]。噴放階段，由于破口處的質(zhì)量和能量流失，一回路系統(tǒng)快速降壓。自然循環(huán)階段，堆芯流體首次達(dá)到飽和溫度，上腔室和熱管段閃蒸，堆芯頂部空泡份額增大(圖7)，此階段主要依靠CMT(圖8)和PRHRS(圖9、10)中自然循環(huán)進(jìn)行降溫和降壓[8]。再降壓階段，PRHRS中流體空泡份額增大，導(dǎo)致其破口排放能量增大，一回路系統(tǒng)降壓至安注箱設(shè)定值，安注箱內(nèi)低溫含硼水向堆芯注入，這些因素致使系統(tǒng)快速降壓。

圖7 堆芯出口和PRHRS破口處空泡份額

圖8 CMT1注入流量及其液位

圖9 PRHRS入口流量

第2階段為7 000～14 000 s，這段時(shí)間是壓力相對(duì)穩(wěn)定的階段。堆芯流體在該階段為飽和狀態(tài)，堆芯出口空泡份額約為0.06。CMT從水循環(huán)模式逐漸轉(zhuǎn)換到蒸汽替代模式，其液位逐漸下降(圖8)。一回路壓力、一回路系統(tǒng)裝量、活性燃料區(qū)坍塌液位(圖11)、破口流量(圖12)、堆芯流體溫度(圖13)在這段時(shí)間內(nèi)相對(duì)穩(wěn)定。按正常AP1000小破口事故進(jìn)程(小破口發(fā)生后1E級(jí)直流電源可用)，隨著CMT持續(xù)注入，其液位降至67.5%時(shí)會(huì)觸發(fā)ADS系統(tǒng)啟動(dòng)，對(duì)一回路系統(tǒng)實(shí)施主動(dòng)降壓，最終導(dǎo)致IRWST注入和地坑循環(huán)注入。但在福島核事故情況下由于失去所有1E級(jí)直流電源，ADS系統(tǒng)的1～3電動(dòng)閥和第4級(jí)爆破閥不能正常開啟，IRWST注入和地坑循環(huán)注入不能正常運(yùn)行，不能建立穩(wěn)定的長(zhǎng)期冷卻循環(huán)。

圖10 1根PRHRS換熱管雙端斷裂時(shí)堆芯余熱和PRHRS換熱

圖11 活性燃料區(qū)坍塌液位

第3階段為14 000 s以后的降壓階段，此階段開始的標(biāo)志是CMT的排空。在第2階段，兩個(gè)CMT注入量之和約等于PRHRS破口排放量，一回路系統(tǒng)裝量維持相對(duì)穩(wěn)定。一旦CMT排空，無補(bǔ)充水源進(jìn)入一回路系統(tǒng)，而PRHRS由于自然循環(huán)繼續(xù)運(yùn)行，其破口繼續(xù)排放，這將會(huì)導(dǎo)致一回路系統(tǒng)裝量減少，從而造成堆芯空泡份額增加和堆芯液位下降。在福島核事故條件下，不能建立穩(wěn)定的長(zhǎng)期冷卻循環(huán)，堆芯熱量不能被有效移出，燃料將會(huì)持續(xù)升溫、裸露，然后進(jìn)入嚴(yán)重事故階段。

圖12 PRHRS破口流失流量

圖13 1根PRHRS換熱管雙端斷裂時(shí)堆芯流體峰值溫度

4 總結(jié)與建議

AP1000核電廠在發(fā)生類似福島核事故的始發(fā)事件后72 h內(nèi)，如果一回路系統(tǒng)邊界未損壞，不需任何人為干預(yù)，僅依靠CMT和PRHRS，能順利進(jìn)入熱停堆狀態(tài)；但如果一回路系統(tǒng)邊界發(fā)生破損，由于ADS和IRWST失效，反應(yīng)堆系統(tǒng)不能順利進(jìn)入長(zhǎng)期冷卻循環(huán)階段，將在5 h內(nèi)進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài)。

在強(qiáng)地震情況下，PRHRS的失效將導(dǎo)致嚴(yán)重的事故后果。有必要對(duì)PRHRS加以改進(jìn)或增加保護(hù)措施，增強(qiáng)其抵御極端地質(zhì)災(zāi)害的能力。

為提高AP1000非能動(dòng)安全系統(tǒng)在福島核事故條件下的安全可靠性，有必要加強(qiáng)蓄電池保護(hù)，以保證保護(hù)和監(jiān)測(cè)系統(tǒng)正常運(yùn)行、非能動(dòng)安全系統(tǒng)正常啟動(dòng)，確保反應(yīng)堆系統(tǒng)順利進(jìn)入長(zhǎng)期冷卻階段。

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