百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆嚴(yán)重事故后再注水的有效性評(píng)價(jià)

胡嘯，黃挺，裴杰，陳煉

(國(guó)核華清(北京)核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司，北京102209)

摘要：根據(jù)現(xiàn)有的設(shè)計(jì)資料，使用一體化嚴(yán)重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核電廠一、二回路系統(tǒng)，非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼系統(tǒng)的模型，并模擬冷段2英寸(5.08 cm)小破口疊加重力注入失效的嚴(yán)重事故發(fā)生后，將冷卻劑注入堆芯的情形，分析其對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程的緩解能力。本文選取3個(gè)嚴(yán)重事故的不同階段，將冷卻劑分別以小流量(10 kg/s)、中流量(50 kg/s)和大流量(200 kg/s)的速率注入堆芯，通過(guò)比較氫氣產(chǎn)生量、堆芯放射性產(chǎn)生量及堆芯溫度等數(shù)據(jù)來(lái)評(píng)估在嚴(yán)重事故不同階段再注水的可行性。結(jié)果表明：在堆芯損傷初期，可認(rèn)為10 kg/s以上的流量足以冷卻百萬(wàn)千瓦級(jí)事故安全。而當(dāng)嚴(yán)重事故發(fā)展到堆芯開(kāi)始坍塌階段，200 kg/s的注水流量可認(rèn)為是基本可行的，而小于此流量的注水應(yīng)慎重考慮。

關(guān)鍵詞：MELCOR；嚴(yán)重事故；再注水；嚴(yán)重事故緩解

中圖分類號(hào)：TL328；TB303 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

收稿日期：2014-07-21;修回日期：2014-12-19

基金項(xiàng)目：國(guó)家科技重大專項(xiàng)資助項(xiàng)目(2011ZX06004-008)

doi：10.7538/yzk.2015.49.11.2069

Water Reflooding Effectiveness Assessment

for 1 000 MWe PWR under Severe Accident Condition

HU Xiao, HUANG Ting, PEI Jie, CHEN Lian

(StateNuclearPowerTechnologyR&DCentre,Beijing102209,China)

Abstract:The MELCOR1.8.6 code was applied to a severe accident model of a 1 000 MWe PWR which includes primary system, secondary system, passive core cooling system and containment system. For the transient case, a small break LOCA with 2 inch (5.08 cm) break at the cold leg concurrent with failure of gravity injection was selected. After the core was damaged due to the failure of gravity injection, it was assumed that the coolant was injected into the pressure vessel, and then the water reflooding effectiveness was evaluated and analyzed. In this calculation, the coolant injection into reactor core with the small (10 kg/s), medium (50 kg/s) and large (200 kg/s) mass flow rates respectively at 3 different time stages of the severe accident was simulated. The effectiveness of water reflooding was assessed through hydrogen production, radioactive materials released from core, and core temperature. The results show that the mass flow rate above 10 kg/s is believed to be efficient for cooling a 1 000 MWe reactor at the beginning of core damage. However, with the accident developing to core relocation, a large mass flow rate of 200 kg/s is considered to be applicable for core cooling. As a result, the mass flow rate below this value should be carefully considered when injecting water into the core.

Key words：MELCOR; severe accident; water reflooding; severe accident mitigation

2011年3月11日福島核事故對(duì)核安全設(shè)計(jì)理念、嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解等方面帶來(lái)了教訓(xùn)和借鑒，提出了新挑戰(zhàn)。需要重新審視嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則(SAMG)，尤其是極端嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則(EDMG)。嚴(yán)重事故時(shí)堆芯的長(zhǎng)期冷卻問(wèn)題面臨重大挑戰(zhàn)，對(duì)嚴(yán)重事故緩解措施的研究勢(shì)在必行。

MELCOR1.8.6程序是一完整的第2代系統(tǒng)分析程序，由桑地亞(Sandia)國(guó)家實(shí)驗(yàn)室(SNL)為美國(guó)核管會(huì)開(kāi)發(fā)的第2代系統(tǒng)分析程序，能模擬輕水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程的主要現(xiàn)象，并能計(jì)算放射性核素的釋放及其后果[1]。

本文采用MELCOR1.8.6程序探討一種針對(duì)大型非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆的嚴(yán)重事故緩解措施。假設(shè)嚴(yán)重事故條件下，水源可用，如安全殼冷凝水、海水等，將這部分水源注入堆芯，探討其對(duì)嚴(yán)重事故的緩解能力是本文研究的重點(diǎn)。

1再注水相關(guān)試驗(yàn)

CODEX、PARAMETER、CORA、QUENCH等試驗(yàn)研究了不同堆芯損壞階段注水對(duì)于氫氣產(chǎn)生和堆芯損壞進(jìn)程的影響[2]。圖1為注水試驗(yàn)結(jié)果匯總。圖1中橢圓內(nèi)區(qū)域表示事故序列分析可覆蓋區(qū)，T、L、P、Q、X、C為不同試驗(yàn)標(biāo)號(hào)。試驗(yàn)結(jié)果表明：當(dāng)溫度小于2 200 K且注水量充足的情況下，注水過(guò)程對(duì)堆芯冷卻的不利影響是可忽略的；但當(dāng)溫度大于2 200 K時(shí)，注水過(guò)程很難預(yù)測(cè)，注水結(jié)果非常依賴于堆芯結(jié)構(gòu)尺寸、再注水流量、注水位置(上部、下部)、系統(tǒng)壓力、燃料類型等。在這種極端情況下，氫氣產(chǎn)生量的確定非常困難。

圖1　注水試驗(yàn)結(jié)果匯總 Fig.1　Summary of water reflooding experiment results

此外，OECD ISP-45[1]對(duì)于目前的分析能力進(jìn)行了總結(jié)，認(rèn)為熱工水力系統(tǒng)程序可對(duì)堆芯輕度損壞條件下的再注水過(guò)程進(jìn)行模擬，但再注水條件下燃料棒和吸收棒的行為還需進(jìn)一步討論。

總之，在嚴(yán)重事故的不同階段，降低或停止事故最重要的手段就是盡早向堆芯注入大量的水。如果向損壞堆芯以較慢速度注水，將會(huì)產(chǎn)生大量氫氣；反之，如果快速地注入大量的水可快速降低包殼溫度，雖然可能會(huì)引起堆芯結(jié)構(gòu)的損壞，但事故會(huì)被緩解且只產(chǎn)生少量氫氣。

2MELCOR模型及事故工況描述

2.1MELCOR模型

1) 堆芯

堆芯的結(jié)構(gòu)特征在此模型中進(jìn)行了詳細(xì)的描述。MELCOR中COR模塊的輸入包括燃料組件的幾何結(jié)構(gòu)、燃料質(zhì)量、包殼質(zhì)量、毒物質(zhì)量、支撐格架質(zhì)量等數(shù)據(jù)。157組燃料元件在徑向上劃分為5環(huán)，軸向上劃分為10段(圖2)。堆芯網(wǎng)格的劃分是計(jì)算堆芯網(wǎng)格關(guān)鍵參數(shù)的主要依據(jù)，且詳細(xì)的堆芯網(wǎng)格劃分可較精確地模擬堆芯損傷過(guò)程及再注水傳熱等機(jī)理[3]。

除堆芯燃料組件的排布外，還對(duì)徑向和軸向的功率分布、放射性物質(zhì)初始存量、衰變熱等進(jìn)行了描述。軸向(圖3a)和徑向(圖3b)功率分布依據(jù)現(xiàn)有設(shè)計(jì)參數(shù)。放射性物質(zhì)存量的計(jì)算則是基于ORIGEN放射性堆芯活度的分析結(jié)果、核素衰變常量及原子質(zhì)量。衰變熱曲線為ANS標(biāo)準(zhǔn)衰變熱曲線[4]。

2) 冷卻劑系統(tǒng)及非能動(dòng)系統(tǒng)

冷卻劑系統(tǒng)模擬了壓力容器、堆芯通道、2個(gè)冷卻劑環(huán)路(2個(gè)熱管和4個(gè)冷管)、蒸汽發(fā)生器(SG)和主泵。

圖2　堆芯徑向網(wǎng)格劃分 Fig.2　Core radial nodalization profile

圖3　堆芯軸向和徑向功率分布 Fig.3　Profiles of axial power and radial power

非能動(dòng)系統(tǒng)模擬了2個(gè)堆芯補(bǔ)水箱(CMT)、2個(gè)安注箱(ACC)、1個(gè)堆芯換料水箱(IRWST)、非能動(dòng)余熱排出(PRHR)系統(tǒng)和自動(dòng)降壓系統(tǒng)(ADS1～4)及相應(yīng)的閥門及管道。

3) 安全殼系統(tǒng)

安全殼由兩層組成，其內(nèi)層為帶橢球型封頭的圓柱形鋼制容器，外層為鋼筋混凝土屏蔽構(gòu)筑物。鋼制安全殼是阻止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的屏障，同時(shí)也是最終熱阱的非能動(dòng)安全級(jí)換熱界面。安全殼模型示于圖4。

2.2計(jì)算矩陣及事故進(jìn)程

根據(jù)AP1000的PSA報(bào)告，一回路小破口失水事故(SBLOCA)導(dǎo)致的堆熔概率(CDF)約占總堆熔概率的7.5%，這其中由ADS4失效貢獻(xiàn)的堆熔概率占小破口堆熔概率的50%以上。由此，選擇SBLOCA疊加重力注入失效作為嚴(yán)重事故序列。為評(píng)估嚴(yán)重事故后壓力容器內(nèi)再注水的有效性，進(jìn)行了如下工況的計(jì)算：選取3個(gè)時(shí)間點(diǎn)5 000、10 000、15 000 s作為嚴(yán)重事故的不同階段，分別注入10、50和200 kg/s的冷卻劑。根據(jù)計(jì)算結(jié)果，5 000 s對(duì)應(yīng)燃料棒損傷階段，10 000 s對(duì)應(yīng)堆芯坍塌階段，15 000 s對(duì)應(yīng)局部形成碎片床階段。根據(jù)上述相關(guān)試驗(yàn)劃分依據(jù)，10 kg/s為低流量注入，50 kg/s為中流量注入，200 kg/s為高流量注入。計(jì)算矩陣列于表1。

圖4　安全殼節(jié)點(diǎn)劃分 Fig.4　Containment nodalization profile

注入流量/(kg·s-1)不同注入時(shí)間(s)下的矩陣劃分5000100001500010低流量/堆芯損傷階段低流量/堆芯坍塌階段低流量/局部碎片床階段50中流量/堆芯損傷階段中流量/堆芯坍塌階段中流量/局部碎片床階段200高流量/堆芯損傷階段高流量/堆芯坍塌階段高流量/局部碎片床階段

SBLOCA發(fā)生后，系統(tǒng)壓力迅速降低，當(dāng)降至某整定值時(shí)，進(jìn)而引發(fā)停堆、停泵、停主給水、安注等一系列動(dòng)作，事故進(jìn)程列于表2。表2中，CET為堆芯出口溫度。

表2　事故分析中主要安全系統(tǒng)動(dòng)作信號(hào) [4-5]

3計(jì)算結(jié)果及分析

本工作計(jì)算的結(jié)果著眼于堆芯損傷后的過(guò)程，通過(guò)專設(shè)的再注水水箱向壓力容器內(nèi)注水，通過(guò)比較堆芯溫度、堆芯氫氣產(chǎn)生量和放射性物質(zhì)產(chǎn)生量來(lái)評(píng)價(jià)再注水的有效性。在本文中，共進(jìn)行了10種事故序列的計(jì)算，其中1種為未注水的標(biāo)準(zhǔn)事故序列，其余9種為不同時(shí)間、不同流量的注水工況。由于10種工況在注水前(5 000 s)的計(jì)算結(jié)果完全一致，故在本文中，僅給出未注水工況的計(jì)算結(jié)果。

破口發(fā)生后，系統(tǒng)壓力迅速下降(圖5)，圖5a顯示了0～2 000 s時(shí)的系統(tǒng)壓力，圖5b顯示了2 000 s以后壓力并與5 000 s時(shí)以200 kg/s的速率注水后的壓力進(jìn)行對(duì)比。壓力降至7.5 MPa時(shí)，進(jìn)入平臺(tái)期(圖5a)。此時(shí)，堆芯產(chǎn)生的熱量與破口帶走的熱量平衡，故壓力保持平衡。隨著CMT水位的下降，ADS1開(kāi)啟后，平臺(tái)期結(jié)束，壓力快速下降。系統(tǒng)壓力在5 000 s和7 000 s左右形成兩個(gè)壓力峰值(圖5b)，這可能是因?yàn)楦邷囟研九c水接觸，產(chǎn)生大量蒸汽導(dǎo)致系統(tǒng)壓力上升。通過(guò)對(duì)比未注水時(shí)的壓力與最早時(shí)刻、最大流量注水情況下的壓力可知，注水造成系統(tǒng)壓力增大約0.8個(gè)大氣壓。

圖5　一回路系統(tǒng)壓力 Fig.5　Primary system pressure

隨著S信號(hào)的觸發(fā)，CMT隔離閥開(kāi)啟(圖6)，開(kāi)始向堆芯注入。CMT液位的下降，觸發(fā)ADS1～3閥門開(kāi)啟(圖7)，導(dǎo)致壓力快速下降至4.83 MPa后，安注箱在氮?dú)鈮毫Φ淖饔孟伦⑷攵研?。CMT注入持續(xù)約30 min，ACC注入持續(xù)約16 min。隨著CMT液位的持續(xù)下降，ADS4觸發(fā)(圖7)，ADS4噴放時(shí)間約為10 min。觸發(fā)IRWST向堆芯注入信號(hào)，但由于IRWST注入管線機(jī)械失效，使其無(wú)法注入堆芯。由于IRWST的注入失效，堆芯逐漸裸露并發(fā)生堆芯損傷。當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)922 K時(shí)，觸發(fā)堆腔再淹沒(méi)信號(hào)，使IRWST中的水注入堆腔。另外，由于地坑再循環(huán)管線同樣失效，堆腔內(nèi)的水無(wú)法通過(guò)地坑進(jìn)入壓力容器內(nèi)，故壓力容器內(nèi)未實(shí)現(xiàn)再淹沒(méi)。在這種情況下，選取3個(gè)事故階段，分別以低(10 kg/s)、中(50 kg/s)、高(200 kg/s)流量的冷卻劑直接注入堆芯(圖8)。為此，在本次計(jì)算中另外假設(shè)了1組安注系統(tǒng)。此系統(tǒng)直接與DVI管線相連，通過(guò)程序的控制邏輯實(shí)現(xiàn)不同時(shí)間和不同流量的注入。圖例中“5 000-10”表示再注水水箱在5 000 s時(shí)注入，注入流量為10 kg/s，余同。

圖6　CMT和ACC水裝量 Fig.6　Water inventory in CMT and ACC

圖9示出10種工況下堆芯某網(wǎng)格內(nèi)流體的溫度。從圖中可看出：注水后，堆芯溫度均較未注水的工況有了明顯降低。低流量的注入同樣足夠使堆芯冷卻，只是較其他流量的冷卻速率慢。不同的注入時(shí)間之間差別并不明顯。

圖10a、b示出小流量和中流量在不同時(shí)間注入對(duì)堆芯氫氣產(chǎn)生量的影響。從未注水工況可看出，氫氣的集中產(chǎn)生期在8 000～15 000 s之間。在8 000 s之前的注水對(duì)氫氣產(chǎn)生量的影響最大，效果最為明顯，將氫氣產(chǎn)生量維持在較低的水平。15 000 s時(shí)，氫氣產(chǎn)生量基本達(dá)到最大值，故此時(shí)的注水對(duì)氫氣產(chǎn)生量影響較小，因此其對(duì)氫氣源項(xiàng)的緩解作用較小。10 000 s時(shí)的注水情況在圖10c中給出，此時(shí)注水產(chǎn)生的情況較為復(fù)雜，不同流量之間的差別也較大。高流量的注水迅速終止了氫氣的繼續(xù)產(chǎn)生，對(duì)氫氣源項(xiàng)的緩解作用最為明顯。低流量的注水并沒(méi)有迅速終止氫氣的產(chǎn)生，直到12 000 s左右才使氫氣產(chǎn)生速率降到較低的水平，且在該時(shí)期，氫氣產(chǎn)生量也存在較大的不確定性，有時(shí)高于未注水工況，有時(shí)低于未注水工況。所以，此時(shí)低流量的注水會(huì)對(duì)氫氣源項(xiàng)產(chǎn)生一定的不確定性。

圖7　ADS1～4噴放流量 Fig.7　Mass flow rate through ADS1-4

圖8　再注水水箱注入時(shí)間及流量 Fig.8　Time and mass flow rate of water reflooding

圖9　堆芯某網(wǎng)格內(nèi)流體的溫度 Fig.9　Fluid temperature in one core cell

圖10　小流量(a)、中流量(b)和10 000 s(c)注水情況下的氫氣產(chǎn)生量 Fig.10　Hydrogen productions in low (a), medium (b) mass flow rates and 10 000 s (c) water injection cases

再注水對(duì)堆芯放射性物質(zhì)釋放量的影響示于圖11。從圖11a可看出，5 000 s和15 000 s兩個(gè)時(shí)間的注水成功終止了堆芯放射性物質(zhì)的釋放，而10 000 s時(shí)的注水雖未終止放射性物質(zhì)的釋放，但降低了釋放的速率。從圖11b可看出，只有5 000 s的注水終止了放射性物質(zhì)的釋放，而10 000 s和15 000 s的注水則是降低了放射性物質(zhì)的釋放量。但其變化趨勢(shì)不同，10 000 s注水后，放射性物質(zhì)的釋放速率降低，5 000 s后基本得到緩解。15 000 s注水后，放射性物質(zhì)釋放很快被緩解，但在17 000 s時(shí)又重新開(kāi)始釋放。這種不同時(shí)間、相同流量產(chǎn)生不同效果的原因可能是因?yàn)樵诓煌瑫r(shí)間堆芯處于不同的釋放階段，且釋放出的物質(zhì)也不相同，所以其釋放行為也有所差別。

通過(guò)對(duì)比圖11c、d可發(fā)現(xiàn)，在10 000 s注水的情況下，高流量極大地緩解了放射性物質(zhì)的繼續(xù)釋放，而在15 000 s注水的情況下，低流量極大地緩解了放射性物質(zhì)的釋放。這可能是由于在15 000 s時(shí)高流量可能將一些沉積在堆芯的放射性物質(zhì)帶出堆芯；而10 000 s時(shí)，高流量迅速終止了堆芯進(jìn)一步的損傷。故其在不同時(shí)間對(duì)放射性物質(zhì)影響不同。總體來(lái)說(shuō)，200 kg/s的注水流量下，放射性物質(zhì)的釋放量最低，故認(rèn)為在堆芯進(jìn)入坍塌階段，200 kg/s的注水流量可有效緩解事故。

圖11　小流量(a)、中流量(b)、10 000 s(c)和15 000 s(d)注水情況下堆芯放射性物質(zhì)釋放量 Fig.11　Radionuclide releases in low (a), medium (b) mass flow rates, 10 000 s (c) and 15 000 s (d) water injection cases

4結(jié)論

1) 注水后，會(huì)導(dǎo)致一回路壓力上升，上升量約為0.8個(gè)大氣壓，對(duì)安全殼完整性威脅不大。

2) 注水后，堆芯溫度顯著降低，流量越大，堆芯冷卻得越快，效果越明顯。

3) 不同時(shí)期的注水對(duì)于氫氣的產(chǎn)生是有所不同的，注水越早，對(duì)氫氣產(chǎn)生的抑制作用越明顯。5 000 s時(shí)的注水均成功抑制了氫氣的產(chǎn)生，而10 000 s和15 000 s的注水，對(duì)氫氣的產(chǎn)生造成了一些不確定性的影響。但總體趨勢(shì)是朝著有利的方向發(fā)展的。5 000 s時(shí)，堆芯溫度較低，注水很快將堆芯冷卻，這與類似試驗(yàn)得到的結(jié)果一致。

4) 5 000 s注水成功終止了放射性物質(zhì)的繼續(xù)釋放，3種流量的情況均迅速終止了放射性物質(zhì)的繼續(xù)釋放。而在10 000 s和15 000 s時(shí)，3種注水流量均沒(méi)能終止放射性物質(zhì)的繼續(xù)釋放，200 kg/s的注水效果總體好于其他兩種流量的效果，但高流量的注水也可能有利于將沉積于堆芯的放射性物質(zhì)帶出堆芯。其他兩種注水流量在曲線上有所交叉，效果不便評(píng)價(jià)。

綜上所述，計(jì)算得到的結(jié)果基本符合試驗(yàn)所得的結(jié)論。在堆芯損傷初期，可認(rèn)為10 kg/s以上的流量足以冷卻百萬(wàn)千瓦級(jí)事故安全，而當(dāng)嚴(yán)重事故發(fā)展到堆芯開(kāi)始坍塌階段，200 kg/s的注水流量可認(rèn)為是可行的，而小于此流量的注水應(yīng)慎重考慮。

參考文獻(xiàn)：

[1]MELCOR computer code manuals, V1.8.6[M]. USA: Sandia National Laboratories, 2005.

[2]SEHGAL B R. Nuclear safety in light water reactor[M]. USA: Academic Press, 2012: 104-109.

[3]陳耀東. AP1000小破口疊加重力注射失效嚴(yán)重事故分析[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44(增刊)：242-247.

CHEN Yaodong. AP1000 severe accident analysis of small LOCA coupled with failure of internal refueling water storage tank[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 242-247(in Chinese).

[4]Westinghouse Electric Compamy LLC. AP1000 design control document[R]. USA: Westinghouse Electric Compamy LLC, 2011.

[5]Westinghouse Electric Compamy LLC. AP1000 probablilistic risk assessment[R]. USA: Westinghouse Electric Compamy LLC, 2003.