吳鵬，劉宇生，王冠一，賈偉

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京100082

日本福島核電站核事故發(fā)生后，監(jiān)管部門對SAMG的編寫和實施提出了要求[1]。當(dāng)前，各核電站針對嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解進行了大量的研究，并在逐步改進。但是由于嚴(yán)重事故探究的復(fù)雜多變和嚴(yán)重事故后緩解舉措實驗方法的有限性，需要做進一步的研究，以提高設(shè)計的有效性[2-3]。國內(nèi)外同行在掌握嚴(yán)重事故進程的基礎(chǔ)上，都在積極開展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時，也都在積極開發(fā)建造嚴(yán)重事故模擬機，以對SAMG 的有效性、應(yīng)急演習(xí)場景的數(shù)據(jù)進行驗證。根據(jù)研究需求，本文分別對中核集團、中廣核集團各核電站[4]、各研究院所的SAMG編寫流程、嚴(yán)重事故模擬機的建設(shè)情況、人員培訓(xùn)情況以及SAMG 的驗證進展進行了調(diào)研。

當(dāng)前，我國在運核電機組的SAMG大都編寫完成并用于實踐，但SAMG 的驗證大多基于開發(fā)過程中的嚴(yán)重事故分析、計算，以及有限的第三方驗證，大多不夠完善，未經(jīng)過詳細的分析驗證。本文旨在調(diào)研其他核電站嚴(yán)重事故后SAMG的基礎(chǔ)上，驗證現(xiàn)有SAMG 在CPR1000 核電機組嚴(yán)重事故發(fā)生后的有效性，為CPR1000核電廠SAMG的改進提供一定的借鑒[5]。

1 SAMG 及VVS系統(tǒng)

1.1 SAMG 導(dǎo)則及實施流程

嚴(yán)重事故發(fā)生時，主控室操作人員將使用SAMG，主要用于保護裂變產(chǎn)物邊界、盡可能緩解裂變產(chǎn)物的不受控釋放、緩解事故后果以及使其恢復(fù)到人為可控的工況。目前，CPR1000核電機組的SAMG 主要由中科華研究院負責(zé)，包括嚴(yán)重事故導(dǎo)則(severe accident guidelines，SAG)和嚴(yán)重威脅導(dǎo)則(severe club guidelines，SCG)。SAMG 的使用人員為技術(shù)支持中心人員(technical support center，TSC)和主控室操作員(main control room operator，MCR)。

根據(jù)SAMG，TSC將給出行動建議，MCR 則執(zhí)行通過批準(zhǔn)的行動，對嚴(yán)重事故進程進行干預(yù)。嚴(yán)重事故模塊能模擬SAMG中涉及的主要干預(yù)動作，嚴(yán)重事故模擬程序?qū)⒏鶕?jù)輸入指令連續(xù)運行，直至模擬停止。如果SAMG 能夠?qū)崿F(xiàn)全部電子化，可實現(xiàn)實時在線監(jiān)測堆內(nèi)外重要參數(shù)，并自動判斷反應(yīng)堆的狀態(tài)，給出診斷流程圖(diagnostic flow chart，DFC)需要執(zhí)行導(dǎo)則的建議，并給出事故后果預(yù)測。技術(shù)支持組的最終決策將通過專家支持系統(tǒng)以電子操作單的方式發(fā)送到主控室中，由操做員執(zhí)行完成。

如圖1所示，倘若滿足嚴(yán)重事故的入口條件，在技術(shù)支持人員組未到位時，將首先進入主控室的嚴(yán)重事故狀態(tài)下初始響應(yīng)管理導(dǎo)則SACRG-1，按程序執(zhí)行相應(yīng)的檢查與操作；技術(shù)支持組到位后，主控室將進入TSC投入后主控室的嚴(yán)重事故狀態(tài)下管理導(dǎo)則SACRG-2，此時決策功能轉(zhuǎn)移給TSC；TSC 將通過DFC和嚴(yán)重事故威脅狀態(tài)樹(severe incident club state tree，SCST)給出需要執(zhí)行的建議；利用輔助計算CA 曲線自動判斷，決策執(zhí)行SAG 或SCG，二者可同時執(zhí)行；此時，TSC將給出行動建議，MCR 則執(zhí)行通過批準(zhǔn)的行動，對嚴(yán)重事故進程進行干預(yù)，如此往復(fù)；同時，技術(shù)支持中心長期監(jiān)督SAEG-1將長期監(jiān)視事故狀態(tài)；最后，如果滿足SAMG 終止條件，將終止SAMG 的執(zhí)行。

圖1 SAMG 實施流程

1.2 VVS系統(tǒng)

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心(以下簡稱“中心”)全范圍驗證仿真模擬機系統(tǒng)(VVS)，可進行嚴(yán)重事故工況模擬，除此之外還可進行正常運行工況、事故工況、停堆工況的仿真模擬。因此，中心VVS系統(tǒng)能夠在模擬嚴(yán)重事故過程中，與正常運行工況平滑對接，模擬機操作人員還可根據(jù)SAMG實時干預(yù)事故進程。堆芯的出口溫度符合進入嚴(yán)重事故限值時(出口溫度大于650℃)，VVS仿真系統(tǒng)應(yīng)用MELCOR 軟件建立主系統(tǒng)及對應(yīng)輔助系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型，保證MELCOR 軟件建立數(shù)學(xué)模型的外部數(shù)據(jù)接口與RELAP-3D軟件的有效對接。

國內(nèi)外同行在開展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時，也都在積極開發(fā)建造嚴(yán)重事故模擬機。中心的VVS系統(tǒng)能夠?qū)崿F(xiàn)全工況模擬，提供反應(yīng)堆等狀態(tài)的二維動態(tài)顯示功能(如圖2、3 所示)，進行綜合應(yīng)急演習(xí)，進行設(shè)計和運行驗證以及人員培訓(xùn)，有助于對嚴(yán)重事故機理、嚴(yán)重事故進程以及嚴(yán)重事故緩解舉措有全面的認識。

圖2 堆芯CORE 溫度

圖3 堆芯坍塌示意

2 仿真模擬及結(jié)果分析

在大量調(diào)研國內(nèi)同行研究最新進展的基礎(chǔ)之上，本文先著重分析相關(guān)嚴(yán)重事故的事故譜，遴選最重要的嚴(yán)重事故發(fā)展序列；其次，利用中心VVS系統(tǒng)3keymaster 實時仿真平臺內(nèi)嵌的MELCOR工程分析程序，設(shè)置嚴(yán)重事故發(fā)展場景，并逐漸手動干預(yù)恢復(fù)前期設(shè)置的故障，模擬嚴(yán)重事故的發(fā)展，實時記錄重要的狀態(tài)參數(shù)。最后，通過對比分析采取緩解舉措與未采取緩解舉措事故發(fā)展過程的不同，并參考文獻[6]中EPR 嚴(yán)重事故的緩解舉措與CPR1000嚴(yán)重事故緩解舉措的異同點，探究CPR1000機組在現(xiàn)有SAMG 導(dǎo)則下緩解舉措(穩(wěn)壓器卸壓能力的延伸、安全殼降壓過濾排放功能系統(tǒng)以及非能動氫氣復(fù)合器[7])的有效性。

2.1 嚴(yán)重事故重要序列選取

本文重點研究了CPR1000機組嚴(yán)重事故發(fā)生后最重要事故發(fā)展序列的遴選，通過事故譜分析，最終選取冷卻劑主管道冷段的雙端剪切斷裂疊加事故后應(yīng)急堆芯喪失冷卻、二回路主蒸汽管道破口疊加失去噴淋、ATWS作為嚴(yán)重事故最重要序列，如表1所示。上述嚴(yán)重事故重要序列幾乎涵蓋了最可能發(fā)生的嚴(yán)重事故[8-10]。

表1 嚴(yán)重事故重要事件狀態(tài)

2.2 嚴(yán)重事故場景設(shè)置

結(jié)合對國內(nèi)SAMG 的調(diào)研，了解了嚴(yán)重事故的緩解舉措(主要包含：穩(wěn)壓器內(nèi)卸壓功能的延伸、非能動氫氣復(fù)合器以及安全殼通過卸壓過濾排放方式不斷泄壓)及嚴(yán)重事故發(fā)生時SAMG的執(zhí)行方式。首先，利用VVS仿真平臺插入嚴(yán)重事故(見表2)，模擬嚴(yán)重事故重要序列的發(fā)生；然后，假設(shè)SAMG自動緩解舉措不能有效執(zhí)行，并實時記錄嚴(yán)重事故的發(fā)展過程；最后，在假設(shè)部分故障被排除的基礎(chǔ)上，利用VVS仿真平臺模擬執(zhí)行SAMG，觀測并記錄嚴(yán)重事故發(fā)展過程，并分析比對有效執(zhí)行SAMG 與未執(zhí)行SAMG 情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展程度，研究現(xiàn)有SAMG 的緩解舉措有效執(zhí)行情況下是否仍然存在不足。

2.3 結(jié)果分析

按照事故模擬進程，場景設(shè)置完成后，VVS系統(tǒng)將實時仿真嚴(yán)重事故的進程，在不實施SAMG的時候，事故發(fā)展序列圖4所示。事故發(fā)生以后，堆芯剩余熱量無法及時導(dǎo)出，以致堆芯出口處溫度大于650℃，最終進入嚴(yán)重事故；在不執(zhí)行SAMG情況下，安全殼內(nèi)氫氣的濃度將達到限值，嚴(yán)重威脅安全殼的安全；同時，由于堆芯余熱不能及時排出，最終導(dǎo)致堆芯熔毀[11-12]。該事故進程序列圖很好地反映了在不采取任何緩解舉措情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展，為后續(xù)仿真比對提供參考。

表2 CPR1000機組嚴(yán)重事故場景模擬

圖4 嚴(yán)重事故發(fā)展序列(不執(zhí)行SAMG)

2.3.1一回路冷端大破口+堆芯失去應(yīng)急冷卻事件

由圖5、6可知，在不執(zhí)行SAMG 的情況下，不同位置燃料的表面溫度會逐步升高，直至堆芯完全熔毀；堆芯的水位會不斷降低，直至堆芯裸露。正是因為失去堆芯應(yīng)急冷卻水，將導(dǎo)致事故后果逐步惡化[13]。由于堆芯未能采取有效舉措進行補水，導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻直至熔毀。由此可知，嚴(yán)重事故發(fā)生后如果不能及時采取高效的緩解舉措，事故發(fā)展將不受控制，對反應(yīng)堆安全極為不利。

圖5 環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

圖6 堆芯水位隨時間變化趨勢

從圖7可知，啟用環(huán)路穩(wěn)壓器手動安全泄壓后，環(huán)路穩(wěn)壓器內(nèi)壓力逐漸降低，有效避免反應(yīng)堆熔毀。圖8～11中，正是由于人為設(shè)定了安注功能的及時恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度、安全殼壓力、穩(wěn)壓器內(nèi)壓力的下降以及反應(yīng)堆堆芯的再次淹沒；由圖9、12可知，當(dāng)安全殼殼內(nèi)過濾排放系統(tǒng)啟動后，殼內(nèi)壓力將會跟隨氣體的排出逐步降低，防止安全殼由于超壓而損壞。由此可見，在嚴(yán)重事故發(fā)生后，如能及時采取有效的緩解舉措，恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能，可以極大地緩解事故后果，避免事故發(fā)展不受控制。

圖7 穩(wěn)壓器壓力隨時間變化趨勢

圖8 安全投入后環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

2.3.2 ATWS+失去堆芯應(yīng)急冷卻事件

由圖13、14可知，正是由于假設(shè)了安注功能及時恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度的下降以及堆芯再淹沒的實現(xiàn)，避免了堆芯熔毀[14-15]。在安注功能未恢復(fù)時，堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升，如不能進一步采取有效緩解舉措，事故發(fā)展將不受控制。此時，模擬假設(shè)安注功能及時恢復(fù)，堆芯水位逐步建立，堆芯冷卻功能建立，環(huán)路燃料溫度逐步下降，此舉可以極大地緩解事故后果，避免事故發(fā)展不受控制。

圖9 安全殼過濾排放及安注投入后安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖10 安注投入后堆芯水位隨時間變化趨勢

圖11 安注投入后穩(wěn)壓器壓力隨時間變化趨勢

圖12 安全殼過濾排放后安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖13 安注投入后環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

圖14 安注投入后堆芯水位隨時間變化趨勢

2.3.3 SGTR+失去安噴事件

由圖15可知，二回路主蒸汽壓力管道破裂疊加失去安噴時，當(dāng)假設(shè)啟用安全殼殼內(nèi)過濾排放系統(tǒng)，殼內(nèi)壓力會伴隨殼內(nèi)氣體的逐漸排出而趨于穩(wěn)定，避免了安全殼超壓損壞；圖16中，正是由于假設(shè)了安注功能及時恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度的下降，避免了堆芯熔毀。在安注功能未恢復(fù)時，堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升，安注功能及時恢復(fù)后，堆芯冷卻功能建立，環(huán)路燃料溫度逐步下降。同理，安全殼殼內(nèi)的過濾排放系統(tǒng)啟用時，殼內(nèi)壓力將不再上升，有效確保了安全殼的完整。嚴(yán)重事故發(fā)生后，如能及時采取有效的緩解舉措，恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能，可以極大地緩解事故發(fā)展后果，有效避免事故發(fā)展不受控制。

圖15 安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖16 安注投入后環(huán)路溫度隨時間變化趨勢

3 結(jié)論

本文基于CPR1000核電站機組，分析比對了采取和未采取SAMG緩解舉措情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展程度，分析比較了堆芯和安全殼的事故后進展，以及EPR 嚴(yán)重事故的緩解舉措與CPR1000嚴(yán)重事故緩解舉措的異同點，為CPR1000嚴(yán)重事故后緩解舉措提供一定的借鑒，得到結(jié)論和建議如下：

1)通過CPR1000機組SAMG 的執(zhí)行，可以有效地抑制嚴(yán)重事故進程的進一步惡化，防止出現(xiàn)高壓熔堆，使殼內(nèi)的壓力及氫氣濃度逐步降低，保障了安全殼的完整。

2)CPR1000機組在二回路系統(tǒng)主蒸汽壓力管道破裂時，殼內(nèi)的壓力急劇上升，有可能超越安全殼的允許壓力，不利于安全殼的安全運行和包容放射性物質(zhì)，建議適當(dāng)提高CPR1000安全殼的允許壓力。

3)嚴(yán)重事故發(fā)生后，在安全殼內(nèi)，CPR1000機組僅能依靠安殼內(nèi)噴淋導(dǎo)出熱量，而EPR 機組則利用EVU 專用的中間冷卻水系統(tǒng)將殼內(nèi)熱量導(dǎo)出，后續(xù)CPR1000機組優(yōu)化可以考慮增加安全殼內(nèi)熱量的實時導(dǎo)出系統(tǒng)。