張 帆，陳 航，張彥招，晏 峰

（海軍工程大學(xué)核能科學(xué)與工程系，湖北武漢 430033）

船用堆破口疊加全船斷電事故進(jìn)程及后果研究

張 帆，陳 航，張彥招，晏 峰

（海軍工程大學(xué)核能科學(xué)與工程系，湖北武漢 430033）

采用MELCOR程序，對船用堆破口疊加全船斷電事故進(jìn)行建模計(jì)算，并對事故進(jìn)程和源項(xiàng)釋放進(jìn)行了研究。計(jì)算結(jié)果表明：若應(yīng)急電源無法投入，最終將導(dǎo)致壓力容器下封頭失效和艙底失效；所研究事故的惰性氣體、碘釋放量均在80%以上，且釋放的I主要以CsI形式存在，滯留量大，氣載量小。事故進(jìn)展快慢取決于破口當(dāng)量尺寸，但氫氣的產(chǎn)量與堆芯溫度、堆芯殘余水量相關(guān)，與破口當(dāng)量尺寸無直接關(guān)系，堆艙內(nèi)發(fā)生氫爆可能性不大。本文計(jì)算結(jié)果可為應(yīng)急搶修和應(yīng)急決策提供技術(shù)支持。

嚴(yán)重事故；源項(xiàng)；核應(yīng)急

船用核反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故，可能導(dǎo)致芯塊熔化、堆芯坍塌、下封頭失效甚至船底熔穿、放射性物質(zhì)向艙室和環(huán)境釋放，造成船用核動力系統(tǒng)失去動力、艙室和周圍一定范圍的環(huán)境污染，影響運(yùn)行人員、公眾與環(huán)境安全。船用核動力系統(tǒng)作為移動的核設(shè)施，嚴(yán)重事故概率高，其核事故特點(diǎn)及應(yīng)急救援條件與核電站有較大差別。因此，對船用核反應(yīng)堆進(jìn)行嚴(yán)重事故進(jìn)程研究，掌握事故發(fā)展進(jìn)程時(shí)間關(guān)鍵節(jié)點(diǎn)及后果，對制定事故緩解措施及事故應(yīng)急至關(guān)重要。

目前，國內(nèi)外對于核電站嚴(yán)重事故研究進(jìn)展較快，迄今為止，除燃料冷卻劑相互作用、壓力容器下封頭內(nèi)熔融物可冷卻性、壓力容器外熔融物可冷卻性、安全殼直接加熱等個(gè)別問題外，對嚴(yán)重事故的大部分現(xiàn)象和物理機(jī)理已有了較透徹的認(rèn)識［1］，建立了各種物理模型，開發(fā)了大批分析程序和實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)庫。大多數(shù)成熟通用軟件的計(jì)算模型主要針對核電站開發(fā)，但對于船用核反應(yīng)堆，尚無專用的計(jì)算軟件。因此，對于船用核反應(yīng)堆，對嚴(yán)重事故進(jìn)行計(jì)算分析，需對相關(guān)軟件進(jìn)行二次開發(fā)。

基于此，本文采用國際通用嚴(yán)重事故一體化程序MELCOR，根據(jù)船用核動力系統(tǒng)堆芯及一、二回路特點(diǎn)，進(jìn)行程序的二次開發(fā)。通過對堆芯、系統(tǒng)主要設(shè)備、回路建模，選取典型破口疊加全船斷電嚴(yán)重事故序列，對不同破口嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)泄漏率、堆芯損壞后下封頭失效時(shí)的壓力、停堆至堆芯冷卻劑蒸干的時(shí)間、堆芯熔化和解體、坍塌、壓力容器失效、堆熔噴射、燃料放射性釋放和遷移等進(jìn)行模擬研究［2］。

1 計(jì)算模型

1.1 系統(tǒng)流道及控制體劃分

要準(zhǔn)確模擬事故后果，首先要準(zhǔn)確模擬事故下冷卻劑的熱工、水力響應(yīng)［3－4］。熱工、水力的數(shù)據(jù)為事故后果計(jì)算，如氫氣爆燃、堆芯熔化、壓力容器失效、熔融物擴(kuò)散、放射性釋放及擴(kuò)散等提供邊界條件，同時(shí)這些后果數(shù)據(jù)又反饋到熱工、水力模塊中，進(jìn)行迭代修正計(jì)算。所以，熱工、水力的計(jì)算是MELCOR的基礎(chǔ)。

船用核動力裝置一回路為雙環(huán)路，為準(zhǔn)確計(jì)算事故下核動力裝置熱工、水力響應(yīng)，將主回路包括蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵、主閘閥、止回閥、管道在內(nèi)共劃分為36個(gè)控制體，一回路輔助系統(tǒng)包括安注、補(bǔ)水、噴淋等共劃分為11個(gè)控制體，二回路給水、蒸汽排放管道等共劃分為8個(gè)控制體，其余如壓力容器外屏蔽水箱、堆艙、堆坑、大氣、海水環(huán)境共劃分為5個(gè)控制體，共計(jì)60個(gè)控制體，控制體之間由流道連接。

由于MELCOR沒有專門的泵模型，建模時(shí)將主泵作為流道處理，并通過控制函數(shù)、表格函數(shù)模擬泵高速、低速、惰轉(zhuǎn)等動力學(xué)特性。止回閥、主閘閥等閥門亦作流道處理，并根據(jù)實(shí)際結(jié)構(gòu)等參數(shù)確定摩擦、形狀阻力。通過安注過程中的積分水量控制實(shí)現(xiàn)安注系統(tǒng)水源之間的切換。建立余熱排出冷卻器、海水熱阱實(shí)現(xiàn)安注再循環(huán)過程。

1.2 壓力容器及堆芯網(wǎng)格劃分

堆芯網(wǎng)格劃分及計(jì)算決定事故下的堆芯熔化過程。本計(jì)算將反應(yīng)堆壓力容器部分劃分為9個(gè)控制體，其中堆芯活性區(qū)1個(gè)、堆內(nèi)旁通區(qū)域1個(gè)、環(huán)形下降通道1個(gè)、下腔室1個(gè)、下支撐板區(qū)域1個(gè)、壓緊組件區(qū)域1個(gè)、上腔室2個(gè)、上部環(huán)形區(qū)域1個(gè)。這樣的控制體劃分可在較為準(zhǔn)確的熱工水力模擬基礎(chǔ)上減少因控制體流道增加帶來的計(jì)算量，也可減少因模型局限性而帶來的計(jì)算失真（如液相懸空等）。

圖1 壓力容器堆芯部分節(jié)塊劃分Fig.1 Core node in pressure vessel

建立壓力容器控制體間的流道時(shí)，考慮了堆芯旁流、上頂蓋冷卻流、出口接管旁流等堆內(nèi)的流量分配，并根據(jù)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)及設(shè)計(jì)參數(shù)調(diào)整各種阻力系數(shù)，最終使流量分配與反應(yīng)堆實(shí)際相符。堆芯活性區(qū)徑向劃分為7圈，軸向劃分為12層，并通過指定各節(jié)塊徑向功率因子和軸向功率因子確定衰變熱分布。壓力容器堆芯部分節(jié)塊劃分示于圖1。

1.3 計(jì)算參數(shù)設(shè)置

MELCOR計(jì)算的相關(guān)參數(shù)設(shè)置列于表1。

表1 MELCOR相關(guān)參數(shù)設(shè)置Table 1 Main parameters setting in MELCOR

2 程序驗(yàn)證

由于嚴(yán)重事故很難驗(yàn)證，因此本計(jì)算采用部分驗(yàn)證方法：即首先進(jìn)行穩(wěn)態(tài)設(shè)計(jì)參數(shù)驗(yàn)證，然后參照安全分析報(bào)告對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故進(jìn)行部分驗(yàn)證，若符合較好，則可部分驗(yàn)證已調(diào)用計(jì)算模塊的準(zhǔn)確性。

2.1 穩(wěn)態(tài)驗(yàn)證

利用MELCOR計(jì)算了反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行參數(shù)，并與實(shí)際運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行了比對，比對結(jié)果列于表2。由表2可見，計(jì)算結(jié)果與實(shí)際運(yùn)行參數(shù)符合較好。

表2 穩(wěn)態(tài)參數(shù)比對Table 2 Comparison of stable state parameters

2.2 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故驗(yàn)證

參照該反應(yīng)堆最終安全分析報(bào)告提供的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故進(jìn)行了計(jì)算比較，本文僅選擇失水事故進(jìn)行部分比對。具體參數(shù)比較結(jié)果列于表3。由表3可見，計(jì)算結(jié)果與安全分析（安分）報(bào)告符合較好，驗(yàn)證了計(jì)算模塊的準(zhǔn)確性。

表3 失水事故主要計(jì)算結(jié)果比較Table 3 Comparison of main results of LOCA

3 計(jì)算結(jié)果及分析

3.1 計(jì)算結(jié)果

選取船用堆破口疊加全船斷電事故進(jìn)行計(jì)算，事故發(fā)生后應(yīng)急電源無法投入［6－7］。計(jì)算時(shí)冷管段破口當(dāng)量直徑分別選取為1.86%DMAIN、3.72%DMAIN、5.58%DMAIN、9.29%DMAIN、14.87%DMAIN、18.59%DMAIN、29.74%DMAIN、 37.17%DMAIN、100%DMAIN。事故主要輸入?yún)?shù)及假設(shè)列于表4，事故進(jìn)程列于表5。

從表5的事故進(jìn)程可看出，隨著破口尺寸（1.86%DMAIN破口除外）的增加，壓力容器失效時(shí)間縮短，艙底失效時(shí)間縮短，事故進(jìn)程更快。這是因?yàn)槠瓶诔叽缭酱螅研就耆懵稌r(shí)間越短，堆芯內(nèi)燃料元件越早開始熔化、坍塌，壓力容器失效時(shí)間也越短。1.86%DMAIN當(dāng)量直徑破口時(shí)，由于壓力容器泄壓緩慢，將導(dǎo)致穩(wěn)壓器安全閥起跳卡開，其事故規(guī)律與其余破口不同。不同破口尺寸下的艙底失效進(jìn)程示于圖2。由圖2可見：除1.86%DMAIN當(dāng)量直徑破口外，其余事故隨破口當(dāng)量直徑的增大，壓力容器下封頭失效時(shí)間、艙底失效時(shí)間縮短；而1.86%DMAIN當(dāng)量直徑破口事故，由于破口極小，壓力容器泄壓緩慢，事故導(dǎo)致高壓熔堆，事故進(jìn)程反而較3.72%DMAIN當(dāng)量直徑破口事故快。

表4 事故主要輸入?yún)?shù)及假設(shè)Table 4 Main input parameter and hypothesis of accident

表5 破口疊加全船斷電事故進(jìn)程Table 5 Process of combination of LOCA and blackout accident

圖2 艙底失效進(jìn)程Fig.2 Process of cabin bottom rupture

事故下氫氣的產(chǎn)量不僅與堆芯溫度相關(guān)，也與堆芯殘余水量相關(guān)，對于大破口事故，由于破口流量較大，堆芯迅速裸露，沒有足夠多的水或水蒸氣參與鋯水反應(yīng)，產(chǎn)氫量反而不如破口較小的事故。不同破口尺寸下的產(chǎn)氫量示于圖3。由圖3可見，產(chǎn)氫量介于堆芯最大產(chǎn)氫量mmaxH2的31%～46.5%之間。

圖3 不同破口尺寸下的產(chǎn)氫量Fig.3 H2production under different breaks

3.2 后果分析

1）放射性后果分析

事故下釋放至堆艙的放射性核素［8］的份額列于表6。由計(jì)算可知，對于當(dāng)量直徑為1.86%DMAIN～100%DMAIN的破口事故，I釋放量為堆芯累積總量的80%以上，釋放的I幾乎全部以CsI形式存在，經(jīng)在壓力容器、一回路管道、設(shè)備中滯留后，其中30%左右CsI釋放至堆艙，但大量滯留、吸附在堆艙艙底水中、堆艙設(shè)備表面，最終存在于堆艙氣載的不足1%；惰性氣體釋放量為堆芯累積總量的80%左右，全部釋放至堆艙大氣中，幾乎無滯留。

對于當(dāng)量直徑為1.86%DMAIN的事故，由于事故導(dǎo)致安全閥起跳，大部分放射性物質(zhì)釋放至環(huán)境，僅有27.5%的惰性氣體和不到1%的I［9］釋放至堆艙大氣中。

2）堆艙氫氣燃燒、爆炸的可能性分析［2］

堆艙內(nèi)氫氣燃燒時(shí)氫氣、氧氣的摩爾份額閾值分別為0.1、0.05，氫氣爆炸時(shí)氫氣、氧氣、水蒸氣的摩爾份額閾值分別為0.14、0.09、0.3。

從目前的計(jì)算可知，破口導(dǎo)致的嚴(yán)重事故，堆艙內(nèi)會有大量水蒸氣，水蒸氣的摩爾份額遠(yuǎn)大于0.3，因此堆艙內(nèi)不會有氫氣爆炸的可能。但氫氣會在堆艙內(nèi)燃燒，燃燒產(chǎn)生壓力波，會使堆艙內(nèi)出現(xiàn)壓力峰，但均不會超過堆艙設(shè)計(jì)壓力，即堆艙不會因?yàn)闅錃馊紵龑?dǎo)致結(jié)構(gòu)損壞。

表6 事故下堆艙內(nèi)放射性核素的份額Table 6 Radionuclide fraction in reactor cabin under accident

3）計(jì)算結(jié)果的不確定性分析

由于嚴(yán)重事故過程復(fù)雜，有些過程的機(jī)理性研究還不夠充分，某些過程采用的是半機(jī)理、半經(jīng)驗(yàn)的處理方式［4］。對于某些經(jīng)驗(yàn)公式中的部分不確定的參數(shù)，程序給出了推薦值，當(dāng)改變這些推薦值時(shí)，會導(dǎo)致事故序列的時(shí)間誤差，但對于事故結(jié)論沒有改變，對放射性后果的誤差也不大，基本在2%以內(nèi)。通過多次敏感性分析及參照核電站計(jì)算結(jié)果，對不確定的參數(shù)選擇推薦值。以上結(jié)論均是在推薦值的基礎(chǔ)上得到的。以上嚴(yán)重事故過程合理，相關(guān)參數(shù)變化符合物理規(guī)律，結(jié)果可信。

4 結(jié)論

1）破口疊加全船斷電事故會導(dǎo)致壓力容器失效、艙底失效，事故時(shí)間進(jìn)程快慢與破口當(dāng)量直徑有關(guān)。

2）堆芯內(nèi)氫氣的產(chǎn)量不僅取決于溫度，還取決于堆芯殘余水量，當(dāng)破口達(dá)到一定程度時(shí)，產(chǎn)氫量反而減少。

3）堆艙內(nèi)不會發(fā)生氫爆，但會發(fā)生氫氣燃燒。

4）氫氣燃燒產(chǎn)生的壓力脈沖不會導(dǎo)致堆艙壓力超過設(shè)計(jì)壓力。

5）壓力容器下封頭失效后，可能導(dǎo)致艙底堆坑內(nèi)氧氣進(jìn)入壓力容器，引發(fā)壓力容器內(nèi)氫氣燃燒。

6）從事故放射性后果分析，對于破口事故，I釋放量為堆芯累積總量的80%以上，釋放的I幾乎全部以CsI形式存在，若安全閥未起跳，大部分將沉降在堆艙水中或滯留在一回路管道、設(shè)備中，最終存在于堆艙氣載的不足1%。

7）從事故放射性后果分析，對于破口事故，惰性氣體釋放量為堆芯累積總量的80%以上，若安全閥未起跳，將全部釋放至堆艙內(nèi)，幾乎無滯留。

［1］ 劉寶亭，任俊生，王榮忠，等.翻版改進(jìn)型核電站嚴(yán)重事故對策的初步研究［C］∥21世紀(jì)初輻射防護(hù)論壇第三次會議暨21世紀(jì)初核安全論壇第一次會議論文集.［出版地不詳］：［出版者不詳］，2004：35-43.

［2］ MELCOR computer code manuals，Vo1.1：Primer and users guides［R］.US：Sandia National Laboratories，2000.

［3］ 朱繼洲.核反應(yīng)堆安全分析［M］.西安：西安交通大學(xué)出版社；北京：原子能出版社，2004：62，96-101.

［4］ 濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策［M］.北京：原子能出版社，1995：104-112.

［5］ Fuel cladding failure criteria，EUR 19256EN［R］.Brussels：European Commission，1999.

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ZHANG Longfei，ZHANG Dafa，XU Jinliang.Study on mitigating capability of high-pressure safety injection for large break LOCA in PWR［J］.Nuclear Power Engineering，2008，29（4）：108-111（in Chinese）.

［7］ 齊盼進(jìn)，肖岷，孫吉良，等.大亞灣核電站全廠斷電誘發(fā)的嚴(yán)重事故過程研究［J］.核動力工程，2005，26（6）：55-57.

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［9］ 黃高峰，佟立麗，鄧堅(jiān)，等.核電廠大破口失水事故始發(fā)嚴(yán)重事故的源項(xiàng)研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2009，43（7）：609-615.

HUANG Gaofeng，TONG Lili，DENG Jian，et al.Source term in severe accident induced by large break loss of coolant accident for nuclear power plant［J］.Atomic Energy Science and Technology，2009，43（7）：609-615（in Chinese）.

Accident Process and Consequence Research for LOCA Combining with Blackout Accident of Ship Reactor

ZHANG Fan，CHEN Hang，ZHANG Yan-zhao，YAN Feng
（Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China）

Using MELCOR code，the combination of LOCA and blackout accident of ship reactor was modeled and calculated，and the accident process and source term release were researched.The results show that the accident leads to lower head of pressure vessel and bilge creep-rupture finally without emergency power.The release fraction of inert gases and iodine are above 80%，the main form of iodine is CsI with great deposit and less airborne fraction.The accident process is decided by the equivalent diameter of break size.The production of H2is decided by core temperature and water remaining in the core，but has nothing to do with equivalent diameter of break size.The probability of H2detonation is unlikely to occur.The results can provide technical support for emergency maintenance and emergency decision-making.

serious accident；source term；nuclear emergency

TL334

：A

：1000-6931（2015）01-0115-06

10.7538／yzk.2015.49.01.0115

2013-10-29；

2014-04-20

國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目（11075212）

張 帆（1969—），女，湖北武漢人，副教授，博士，從事反應(yīng)堆安全分析研究