毛輝輝陳 樹鄧 堅向清安肖 紅

（1.中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，四川 成都610041；

2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，中國北京100082）

模塊式小型堆非能動堆腔注水冷卻堆芯的嚴重事故分析

毛輝輝1陳 樹1鄧 堅1向清安1肖 紅2

（1.中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，四川 成都610041；

2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，中國北京100082）

以模塊式小型堆為研究對象，使用MELCOR程序建立了電廠模型。選取安注管線雙端剪切斷裂嚴重事故為保守事故序列，非能動堆腔注水系統(tǒng)（Passive Cavity Injection System,PCIS）投入后，分析堆芯熱量通過吊籃和壓力容器壁進入堆腔水的傳熱過程，并評價燃料棒結構狀態(tài)。計算結果表明，堆芯支承板保持支撐燃料組件，堆芯大部分燃料組件包殼保持棒狀結構狀態(tài)，PCIS冷卻壓力容器外壁面帶出堆芯熱量實現(xiàn)堆芯冷卻。

PCIS；堆芯冷卻；MELCOR程序

0 前言

中核集團研發(fā)的模塊式小型堆，在成熟的壓水堆核電技術的基礎上，采用“非能動”的安全系統(tǒng)和“一體化”反應堆設計技術進行研究，其安全性和經濟性達到第三代核能系統(tǒng)技術水平的革新型壓水堆。非能動堆芯冷卻系統(tǒng)失效的嚴重事故進程中，堆芯裸露、溫度上升后，鋯包殼出現(xiàn)裂紋導致裂變產物氣體和氣溶膠釋放；隨著圍板和成型板熔化，吊籃溫度快速上升，并通過水蒸氣輻射換熱加熱壓力容器內表面，然后非能動堆腔注水冷卻壓力容器外表面帶出堆芯熱量。

堆芯熱量通過輻射換熱直接由非能動堆腔冷卻系統(tǒng)帶出的措施，目前應用于高溫汽冷堆。高溫氣冷堆發(fā)生事故后，能動堆芯冷卻失效時，采取非能動堆腔冷卻系統(tǒng)（Passive Reactor Cavity Cooling System，RCCS）帶出堆芯熱量，保證堆芯完好。堆芯熱量通過輻射換熱傳遞到堆芯吊籃、壓力容器壁、RCCS璧面。RCCS采用大量小直徑圓管以增大傳熱面積，但GT-MHR 600[1]、清華高溫氣冷堆（HTR-10）的RCCS采用空氣冷卻，PBMR400[2]的RCCS采用水冷卻。由于壓水堆的自身特點，難以采取PCIS帶出堆芯熱量以保證堆芯完好，但是，模塊式小型堆能否通過PCIS避免堆芯支承板失效、堆芯熔融物遷移到下封頭。目前國內外還沒有公開發(fā)表的文獻對此問題進行研究。

本文以模塊式小型堆為研究對象，使用MELCOR程序建立了電廠模型。選取安注管線雙端剪切斷裂嚴重事故為保守事故序列，分析PCIS投入后，堆芯熱量通過吊籃和壓力容器壁進入堆腔水的傳熱過程，并利用燃料棒失效模型評價其結構狀態(tài)。

1 分析程序和分析模型

1.1 分析程序

MELCOR是一個完整的第二代系統(tǒng)性嚴重事故分析程序，由桑迪亞國家實驗室（SNL）為美國核管會（NRC）開發(fā)的PSA工具，能模擬輕水堆嚴重事故進程的主要現(xiàn)象，并能計算放射性核素的釋放及其后果。本文使用MELCOR 2.1版本（非常感謝環(huán)境保護部核與輻射安全中心提供了該程序的使用權），與MELCOR 1.8.5相比，取消下封頭（BH）模塊，改進COR模塊，新增乏燃料水池和高溫氣冷堆模擬模型。在COR模塊中，新增堆芯圍板和成型板、堆芯和下腔室熔融池模型、熔融池硬殼形成模型、改進下封頭傳熱失效模型等等。

1.2 電廠模型

MELCOR模型模擬了一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、自動卸壓系統(tǒng)、非能動堆芯冷卻系統(tǒng)和PCIS系統(tǒng)，節(jié)點圖見圖1。

圖1 模塊式小型堆節(jié)點劃分圖Fig.1 Small Modular Reactor Noding Diagram

堆芯徑向分為6環(huán)，第1環(huán)到第4環(huán)從內到外全為通道區(qū)域（燃料組件），第5環(huán)由通道區(qū)域（燃料組件）和旁通區(qū)域組成，第6環(huán)僅在下腔室。堆芯徑向1到5環(huán)分別代表3.5、9.5、14、18、12個燃料組件。堆芯軸向劃分為21段，第1到6段代表下封頭，第7段代表堆芯支承板，第8、9段代表下部非活性區(qū)，第10到19段代表活性區(qū)，第20、21段代表上部非活性區(qū)。

1.3 燃料棒失效模型

隨著燃料溫度上升，包殼外表面氧化形成氧化鋯包殼，氧化鋯熔化溫度大于鋯熔化溫度，因此部分熔化鋯從氧化鋯包殼的裂縫中釋放，同時氧化鋯包殼仍然保持棒狀結構狀態(tài)，燃料棒失效模型見圖2。完整燃料棒坍塌的溫度與失效時間對應關系[3]見表1。燃料棒失效機理為氧化包殼熔化導致失效或者下部支撐結構失效。

表1 完整燃料棒坍塌的溫度與失效時間對應關系Tab.1 Time versus Temperature Relationship for Intact Fuel Rod Collapse

2 分析方法

選取保守的事故序列，即安注管線雙端剪切斷裂嚴重事故，并假設IRWST出口隔離閥沒有開啟導致非能動堆芯冷卻系統(tǒng)沒有投入，因此僅考慮堆芯補水箱、安注箱和PCIS成功投入、冷卻堆芯。由于安注管線雙端剪切斷裂，因此僅有一個堆芯補水箱和安注箱可以進入壓力容器，同時由于破口位置較低（位于堆芯上部非活性區(qū)），壓力容器內的水裝量將大量喪失，因此堆芯熱量帶出的唯一方式是PCIS冷卻壓力容器壁。

圖2 燃料棒失效模型Fig.2 The Fuel rod Degradation Model

根據(jù)衰變熱計算PCIS流量,假設注水入口溫度為50℃，出口溫度為95℃，考慮裂變產物和氣溶膠揮發(fā)時，PCIS流量從事故后2小時的64m3/h遞減到事故后4小時的403/h及事故后20小時的303/h。本文中假定PCIS初始注水流量為45m3/h，遞減到事故后20小時的30m3/h。

PCIS投入時間最晚應該在壓力容器內壁面溫度快速上升之前，考慮到壓力容器的淹沒時間約0.15小時 （堆腔注水區(qū)域的壓力容器與保溫層之間水體積約6.5m3,假設初始注水流量45m3/h），因此PCIS投入時間最晚應該在吊籃溫度快速上升之前。堆芯出口溫度達到650℃時或則更早時間投入PCIS，可以更早冷卻較熱的壓力容器壁面、盡可能減少堆芯熔化份額和降低堆芯支承板峰值溫度。因此，本文假設堆芯出口溫度達到650℃時，PCIS投入。

3 分析結果

3.1 堆芯結構狀態(tài)

徑向環(huán)1、2（13組燃料組件）上部非活性區(qū)及活性區(qū)的4/5包殼熔化、燃料坍塌，徑向環(huán)1、2活性區(qū)下部1/5及周圍44組燃料組件的燃料棒保持棒狀結構狀態(tài)。徑向環(huán)1和2部分包殼節(jié)點溫度見圖3。

圍板上部4/5熔化，成型板中間3/5熔化、兩端各1/5沒有熔化。熔化的圍板和成型部分進入下封頭。

堆芯活性區(qū)中間的吊籃溫度最大,其內、外表面溫見圖4，從圖可知內、外表面都沒有達到熔化溫度，且緩慢下降。

堆芯支承板的溫度見圖5，從圖可知，堆芯支承板溫度約在15小時達到峰值1060℃后開始下降，堆芯支承板沒有失效，保持支撐上部的燃料組件。

綜上所述，堆芯熔化前和熔化后的結構狀態(tài)見圖6。

圖3 徑向環(huán)1、2部分包殼節(jié)點溫度Fig.3 Temperature of partial clad noding in Ring 1 and 2

圖4 堆芯活性區(qū)中間的吊籃溫度Fig.4 Temperature of barrel located the middle of core active

圖5 堆芯支承板的溫度Fig.5 Temperature of core support plate

圖6 堆芯結構狀態(tài)Fig.6 Core configuration state

3.2 下封頭狀態(tài)

僅有部分熔化的圍板和成型進入下封頭。下封頭水位和水質量見圖7，可知事故后20小時內下封頭內仍然有水，只是在不斷減少。

圖7 下封頭內水位和水質量Fig.7 Water level and water mass in lower head

3.3 PCIS帶熱量

堆芯衰變熱和PCIS帶出熱量見圖8，從圖可知，事故后2.1小時吊籃溫度快速增加（圖4）、2.3小時壓力容器內壁面溫度快速上升，因此事故后2.5小時PCIS帶出熱量快速增加，事故后10小時CIS帶出熱量和堆芯衰變熱接近。

圖8 堆芯衰變熱和PCIS帶出熱量Fig.8 Decay heat in core and heat removed by PCIS

4 結論

本文使用MELCOR程序分析非能動堆腔注水冷卻堆芯過程，重要結論如下：

（1）堆芯中心13組燃料組件的包殼熔化、燃料坍塌，周圍44組燃料組件包殼保持棒狀結構狀態(tài)；

（2）堆芯支承板在事故后約15小時達到峰值溫度1060℃，其后開始下降，堆芯支承板沒有失效，始終支撐著上部的燃料組件；

（3）事故后20小時內下封頭內仍然有水，只是在不斷減少；

（4）PCIS投入后，逐步帶出堆芯熱量，事故后10小時PCIS帶出熱量和堆芯衰變熱接近，完全實現(xiàn)堆腔注水冷卻堆芯。

［1］Ni zhen,Prismatic Modular Reactor analysis with MELCOR[D].Texas A&M University,December 2008

［2］James Robert corson,JR,Development of MELCOR input techniques for Hight Temperature Gas-cooled Reactor analysis[D].Texas A&M University,May 2010

［3］State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project-MELCOR Best Modeling Practices[Z].NUREG/CR-7008 July 2010 Sandia National Laboratories.

Severe Accident Analysis of Core Cooling by Passive Cavity Injection System for Small Modular Reactor

MAO Hui-hui1CHEN Shu1DENG Jian1XIANG Qing-an1XIAO Hong2
（1.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu Sichuan, 610041,China；2.Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environment Protection of P.R.China,Beijing,100082,China）

The model of Small Modular Reactor is build using MELCOR code.This paper analyzes core heat removed process through the wall of Reactor Pressure Vessel by Passive Cavity Injection System(PCIS),by selecting DVI double-cut rupture as the conservative severe accident sequence,and determine the fuel rod state.The results showed that core support plate support the fuel assembly all the time,most fuel rod could remain standing,the core heat could be removed through the wall of Reactor Pressure Vessel by PCIS.

Passive Cavity Injection System；Core cooling；MELCOR code

毛輝輝（1983—），男，工程師，2005年畢業(yè)于西安交通大學核工程與核技術專業(yè)，獲學士學位，現(xiàn)從事核電項目管理工作。

陳樹（1982—），男，工程師，2005年畢業(yè)于東南大學機械設計制造專業(yè)，獲學士學位，現(xiàn)從事核電項目管理工作。

鄧堅（1981—），男，高級工程師，2008年畢業(yè)于上海交通大學核能科學與工程專業(yè)，獲博士學位，現(xiàn)從事反應堆安全分析研究工作。

向清安（1982—），男，工程師，2008年畢業(yè)于哈爾濱工程大學核科學與技術學院核能科學與工程專業(yè)，獲碩士學位，現(xiàn)從事反應堆安全分析研究工作。

曹明明］