詹經(jīng)祥，趙世熙，楊長江

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

核電廠堆芯冷卻惡化恢復(fù)安注措施研究

詹經(jīng)祥，趙世熙，楊長江

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核電廠事故分析模型，選取了典型的中、小冷段破口事故作為分析序列，針對堆芯冷卻惡化現(xiàn)象采取恢復(fù)安注措施進行了詳細的熱工水力計算。著重分析了在輔助給水有效情況下，重啟安注的時間窗口、啟動上充應(yīng)對安注失效情況下的有效性、有無安注箱注入敏感性等。分析結(jié)果表明：當(dāng)堆芯出口溫度超過923K(即650℃)，恢復(fù)安注建立應(yīng)急堆芯冷卻流量措施對于中、小破口是有效的；啟動上充對較小破口效果明顯；安注箱有效注入對中破口冷卻惡化事故緩解有重要作用。

堆芯冷卻惡化；恢復(fù)安注措施；啟動上充；時間窗口

堆芯冷卻惡化由一回路喪失冷卻劑引起導(dǎo)致部分或完全堆芯裸露，堆芯余熱無法排出，衰變熱將導(dǎo)致燃料溫度上升，如果沒有進一步的堆芯冷卻恢復(fù)，會導(dǎo)致堆芯損壞。一直以來國內(nèi)對該現(xiàn)象研究大多集中在嚴重事故后再注水的有效性評價，著眼于堆芯損傷后的過程，通過向壓力容器注水，比較堆芯溫度、堆芯氫氣產(chǎn)生量來評價再注水的有效性[1-3]。

堆芯出口超過923K到堆芯顯著惡化過程存在一段恢復(fù)堆芯冷卻的最佳時機，安注是恢復(fù)堆芯淹沒和堆芯冷卻的最有效手段。如果在堆芯出口超過923K后，不斷嘗試建立安注流量或者其他堆芯應(yīng)急流量成功，那么堆芯水位重新恢復(fù)，堆芯冷卻得到緩解，避免了堆芯進一步惡化進入嚴重事故。國內(nèi)對堆芯損傷前的堆芯冷卻時機及緩解手段研究不多。

本文以百萬千瓦級三環(huán)路核電廠為研究對象，采用機理性嚴重事故分析程序RELAPSCDAPSIM3.4，重點分析在輔助給水有效情況下，恢復(fù)堆芯冷卻措施中重啟安注的時間窗口、啟動上充措施的有效性、安注箱注入與否對緩解不同大小一回路破口的影響。

1 事故進程描述

發(fā)生一回路破口事故后，穩(wěn)壓器壓力低-低觸發(fā)安注信號，由于安注系統(tǒng)設(shè)備故障或者其他原因安注未能有效注入，堆芯逐漸裸露，堆芯出口溫度由飽和蒸汽轉(zhuǎn)變成過熱蒸汽，然后快速升溫，包殼溫度也快速攀升。當(dāng)堆芯出口溫度超過923K后，操縱員盡快嘗試建立安注等應(yīng)急堆芯冷卻流量。

當(dāng)安注成功注入后，過冷的安注水進入高度空泡的反應(yīng)堆主系統(tǒng)引起冷管段和下降段蒸汽冷凝，通過反應(yīng)堆堆芯的蒸汽流量增大，致使流出堆芯的過熱蒸汽可能引起堆芯出口溫度升高。隨著壓力容器重新注水，冷卻水和燃料棒強烈的熱交換產(chǎn)生大量的蒸汽。在整個堆芯形成兩相流動，會導(dǎo)致堆芯出口熱電偶溫度快速下降到反應(yīng)堆系統(tǒng)飽和溫度。隨著安注不斷注入，堆芯水位逐漸恢復(fù)，堆芯出口溫度、包殼溫度大幅下降，堆芯升溫得到緩解。

2 分析模型及主要假設(shè)

2.1 分析模型

本文建立了百萬千瓦級三環(huán)路核電廠的模型，主要模擬了反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、專設(shè)安全設(shè)施和輔助系統(tǒng)，圖1為壓力容器詳細節(jié)點劃分圖。

圖1 壓力容器模型節(jié)點劃分Fig.1 Nodalization for reactor pressure vessel

堆芯按照燃料組件的富集度和功率分布在徑向劃分為130、131、132、133、134五個環(huán)形流道(見圖2)以及135節(jié)點代表的堆芯旁通流道，在軸向每個流道劃分為10個節(jié)點。在堆芯流道劃分的基礎(chǔ)上，程序的SCDAP模塊對堆芯燃料組件和控制棒組件進行了詳細定義，其中燃料組件部分定義了燃料棒的根數(shù)、燃料棒的徑向和軸向尺寸、燃料組件的功率和燃耗、燃料組件的初始溫度分布、燃料組件定位格架的尺寸和材料等；控制棒組件部分定義了控制棒的根數(shù)、控制棒的徑向和軸向尺寸、控制棒組件的初始溫度分布等。另外，SCDAP模塊對每個燃料組件內(nèi)的燃料棒和控制棒分布進行了詳細定義(見圖3)，其中白色網(wǎng)格代表燃料棒，黑色網(wǎng)格代表控制棒及儀表導(dǎo)向管等。

圖2 堆芯徑向截面節(jié)點劃分Fig.2 Radial cross section of core nodalization

圖3 燃料組件內(nèi)燃料棒與控制棒分布圖Fig.3 Layout of fuel rods and conrtol rods within fuel assemblies

2.2 計算假設(shè)

初始功率、穩(wěn)壓器壓力、穩(wěn)壓器水位、反應(yīng)堆冷卻劑平均溫度等采用名義值；安注恢復(fù)考慮二列安注注入，輔助給水有效。

建立模型后進行穩(wěn)態(tài)計算，表1為穩(wěn)態(tài)收斂時程序計算得到的各主要參數(shù)值與核電廠運行名義值的比較，結(jié)果表明兩者符合很好。

表1 穩(wěn)態(tài)計算結(jié)果Table 1 Result of Steady Calculate

3 計算結(jié)果分析

3.1 恢復(fù)安注失敗分析

選取典型等效直徑為25mm冷段小破口對該事故工況進行分析。假設(shè)安注失效，安注箱、輔助給水有效。當(dāng)堆芯出口溫度超過923K后，操作員始終未能恢復(fù)安注建立有效的堆芯應(yīng)急冷卻流量。

當(dāng)堆芯出口溫度超過923K后，操作員未及時動作或者未成功啟動安注，堆芯繼續(xù)裸露并升溫，堆芯內(nèi)部的冷卻劑與燃料棒表面包殼發(fā)生鋯-水反應(yīng)放出大量的氧化熱，產(chǎn)生的氧化熱超過了衰變熱，加劇了燃料棒包殼表面升溫，堆芯燃料包殼表面最高溫度超過3000K以上(見圖4)，鋯-水反應(yīng)使堆內(nèi)產(chǎn)生大量的氫氣，同時在包殼表面形成了熔點較高的氧化鋯。

圖4 包殼表面峰值溫度Fig.4 Peak cladding temperature

燃料棒局部過熱失效，熔融物從燃料棒表面局部形成孔隙處流出，然后進一步熔化其他部分燃料棒，最終形成熔融池，熔融池隨著熔化進程熔融池當(dāng)量直徑不斷增大(見圖5)，以后可能堆芯熔池會坍塌至下封頭。

圖5 堆芯熔池當(dāng)量直徑Fig.5 Equivalent radius of in-core molten pool

3.2 重啟安注的時間窗口

從事故進程看，當(dāng)堆芯出口蒸汽變?yōu)檫^熱蒸汽后，堆芯燃料和包殼升溫相當(dāng)迅速，從堆芯出口溫度923K到堆芯出現(xiàn)局部熔化時間較短。

本工況選取了等效直徑為15mm、25mm、50mm、75mm、100mm冷段破口進行分析。假設(shè)初始安注失效，安注箱達到整定值自動投運、輔助給水有效。

表2給出了中、小破口堆芯出口溫度達到923K后操縱員恢復(fù)安注最晚的時間窗口，超過該時間堆芯可能會出現(xiàn)局部熔化現(xiàn)象。

表2 注水成功時間窗口Table 2 Time window of SI success

從表2可以看出：在15mm到50mm小破口范圍內(nèi)，隨著破口越大，堆芯出口溫度到達923K時間越早，這時衰變熱也就越大，導(dǎo)致包殼升溫更快，所以操作員可以利用的時間窗口越短。

圖6～圖9分別給出了25mm小破口一回路壓力、堆芯水位、包殼表面峰值溫度、堆芯熔池當(dāng)量直徑計算結(jié)果。

發(fā)生冷段破口后，一回路系統(tǒng)壓力下降，直到降低到二次側(cè)壓力以上(見圖6)。由于安注未能及時投運，雖然二次側(cè)輔助給水有效帶走部分堆芯衰變熱，推遲了堆芯裸露時間；隨著冷卻劑通過破口進一步流失，堆芯裸露不可避免地加深，如圖7所示，14000s后堆芯出現(xiàn)快速裸露，堆芯出口由飽和蒸汽變成過熱蒸汽，包殼溫度也快速上升。17220s成功啟動安注，安注水注入堆芯后，包殼溫度迅速下降，如圖8所示，包殼表面峰值溫度為1700K，堆芯未出現(xiàn)局部熔化(見圖9)，成功緩解了事故。

圖6 一回路壓力Fig.6 Pressure of the RCS

圖7 堆芯水位Fig.7 Core liquid level

圖8 包殼表面峰值溫度Fig.8 Peak cladding temperature

圖9 堆芯熔池當(dāng)量直徑Fig.9 Equivalent radius of in-core molten pool

75mm中破口較特殊，堆芯出口溫度到達923K后不久安注箱開始投運，隨著安注箱反復(fù)注入堆芯(見圖10)，導(dǎo)致堆芯出口溫度出現(xiàn)反復(fù)下降上升現(xiàn)象。9240s安注箱排空后，堆芯再次裸露，包殼又開始快速升溫(見圖11)，計算得到最晚11210s恢復(fù)中壓安注才能確保堆芯不出現(xiàn)熔化。整個事故過程由于安注箱的注入大大延長了重啟安注的時間窗口。

圖10 安注箱水容積Fig.10 Water volume of accumulator

圖11 堆芯出口溫度Fig.11 Core exit temperature

對于更大的中破口100mm，在堆芯出口溫度達到923K前，安注箱較早自動投運，暫時阻止了堆芯裸露和堆芯溫度升高，安注箱排空后，堆芯再次裸露。當(dāng)操縱員手動啟動安注，此時堆芯衰變熱相對較大。破口越大，重啟安注時間窗口也越短。

3.3 啟動上充恢復(fù)堆芯冷卻有效性分析

如果安注注入失效情況下，上充可以作為一個重要的緩解措施加以利用，對于一回路較小破口事故具有效果。選取了等效直徑為15mm、25mm、35mm冷段破口進行分析。假設(shè)安注始終未能有效注入，當(dāng)堆芯出口溫度達到923K后，操作員成功啟動一臺上充泵，上充最大流量為28.05m3/h。

對于15mm破口，當(dāng)堆芯出口溫度達到923K時，破口流體已經(jīng)變?yōu)檎羝?，破口流量大約為2.3kg/s(見圖12)，上充流量為7.78kg/s，因此當(dāng)上充泵啟動后，堆芯水位較快得到恢復(fù)，(見圖13)，包殼溫度也迅速下降(見圖14)，堆芯得到了充分冷卻。經(jīng)計算表明：對于25mm破口，如果及時啟動上充，堆芯冷卻同樣快速得到恢復(fù)。

圖12 破口流量Fig.12 Break mass flowrate

圖13 堆芯水位Fig.13 Core liquid level

圖14 包殼表面峰值溫度Fig.14 Peak cladding temperature

對于35mm破口，破口流量為11.6kg/s，大于上充流量，堆芯始終裸露，包殼溫度最后上升到接近3000K(見圖14)，堆芯出現(xiàn)熔化。

綜上所述，如果在安注未能有效注入情況下，對于25mm以下小破口，啟動上充效果明顯；對于大于25mm破口，雖然啟動上充不能有效恢復(fù)堆芯冷卻，但可以適當(dāng)延緩堆芯包殼升溫速率，為操作員進一步操作爭取了時間。

3.4 有無安注箱注入敏感性分析

首先確定安注箱隔離閥是否已經(jīng)打開，如果未開啟，則手動開啟。安注箱是否注入影響到后續(xù)事故進程和干預(yù)策略。

根據(jù)本文前面的分析得知：小于75mm破口在堆芯出口溫度達到923K時沒有達到安注箱注入壓力，安注箱無法注入。因此本工況只分析了75mm、100mm冷段破口。

圖15 包殼表面峰值溫度(75mm)Fig.15 Peak cladding temperature(75mm)

圖15、圖16分別給出了75mm、100mm冷段破口有無安注箱注入情況下包殼表面最高溫度對比結(jié)果。從圖中可以看出：如果在堆芯出口溫度達到923K后操作員成功開啟安注箱隔離閥，較大的安注箱流量注入堆芯，包殼表面最高溫度只達到了1100K，堆芯保持完好；如果安注箱未能成功注入，即使有中壓安注注入，因注入流量相對較小，不能迅速淹沒堆芯，無法阻止包殼進一步升溫，包殼表面最高溫度快速上升到2500K，堆芯出現(xiàn)熔化。

圖16 包殼表面峰值溫度(100mm)Fig.16 Peak cladding temperature(100mm)

因此，小于75mm破口，安注箱能否注入無影響；大于75mm破口，如果安注箱無法注入，將造成堆芯熔化。

4 結(jié)論

本文針對國內(nèi)百萬千瓦級三環(huán)路核電廠，采用RELAPSCDAPSIM3.4程序建模，選取了中、小冷段破口事故作為分析序列，對堆芯冷卻惡化現(xiàn)象中恢復(fù)安注措施進行了詳細的分析計算。分析結(jié)果表明：

(1) 堆芯出口溫度達到923K后，如果始終未能恢復(fù)安注建立有效的堆芯應(yīng)急冷卻流量，勢必造成堆芯損壞，將進入嚴重事故管理；

(2) 對于中、小破口具有較長的時間窗口重啟安注恢復(fù)堆芯冷卻，75mm破口時間最長；

(3) 如果在安注未能恢復(fù)運行情況下，對于25mm以下小破口，啟動上充措施效果明顯；對于大于25mm破口，雖然啟動上充不能有效恢復(fù)堆芯冷卻，但可以適當(dāng)延緩堆芯包殼升溫，為進一步操作爭取了時間；

(4) 對于大于75mm破口，安注箱能否注入對事故緩解影響較大，如果無法注入，將造成堆芯熔化。

[1] 張琨，佟立麗，等.壓水堆核電廠自然循環(huán)對一回路卸壓策略的影響[J].核動力工程，2009，30(2)：70-74.

[2] 胡蕭，黃挺，等.百萬千瓦級壓水堆嚴重事故后再注水的有效性評價[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2005，49(11)：2070-2075.

[3] 武鈴郡.壓水堆核電站嚴重事故下注水冷卻措施的研究[D].上海：上海交通大學(xué)，2008.

TheSafetyInjectionRecoveryStrategyResearchforNPPUnderInadequateCoreCooling

ZHANJing-xiang，ZHAOShi-xi，YANGChang-jiang

(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Beijing 100840，China)

The Paper applied RELAPSCDAPSIM3.4 program to establish the accident analysis model of NPP. The model selects the typical medium、small cold break accident sequence，to do the supportive Thermal-Hydraulics calculation for inadequate core cooling response with the safety injection recovery strategy. This paper emphatically analyzes the time window of Safety injection reinitiation，the effectiveness of adopting activating charging strategy for failure of SI，the sensitivity with or without accumulator injection with an effective auxiliary feed-water. The analysis indicates that：when the temperature of core exit is greater than 923K，the strategy of recovering SI for medium、small cold break is effective；activating charging is beneficial evidently for the small break accident；the accumulator injection plays an important role to relieve the influence of the medium break accidents under inadequate core cooling.

Inadequate core cooling；Safety Injection recovery strategy；Activating Charging；Time Window

2017-08-19

詹經(jīng)祥(1976—)，男，江西都昌人，高級工程師，碩士，現(xiàn)從事反應(yīng)堆熱工水力及安全分析研究工作

TL364+.4

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0258-0918(2017)05-0789-07