武鈴珺 彭歡歡 許幼幼 杜政瑀 武小莉
(中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室,四川 成都 610213)
快速卸壓閥作為嚴(yán)重事故專用卸壓閥,用于嚴(yán)重事故中操作員手動(dòng)操作, 為反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)卸壓,使低壓注水手段可以注入,進(jìn)而緩解堆芯熔化進(jìn)程,或在沒有低壓注水能力時(shí),避免壓力容器(RPV)失效時(shí)處于高壓狀態(tài),從而使熔融物不會在內(nèi)外高壓差的作用下噴射入安全殼, 規(guī)避高壓熔融物噴射(HPME)風(fēng)險(xiǎn)。
快速卸壓閥設(shè)計(jì)要求開啟時(shí)間為嚴(yán)重事故中堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃,但在實(shí)際執(zhí)行過程中,由于需要等待嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則(SAMG)的動(dòng)作指令,受制于事故進(jìn)程條件及現(xiàn)場指揮人員響應(yīng)等諸多因素,實(shí)現(xiàn)堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃立即執(zhí)行閥門啟動(dòng)操作存在一定的不確定性。
本文以百萬千瓦級壓水式反應(yīng)堆核電站作為研究對象, 對嚴(yán)重事故進(jìn)程中快速卸壓閥需求開啟工況,在堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃后一定時(shí)間內(nèi)開啟的開啟時(shí)間進(jìn)行譜分析,研究延遲開啟對卸壓效果及嚴(yán)重事故進(jìn)程的影響。
本文以在我國自主研發(fā)的百萬千瓦級壓水式反應(yīng)堆核電站為研究對象, 使用SCDAPRELAP SIM 程序建立核電廠模型。 具體模型節(jié)點(diǎn)劃分如圖1 所示。
快速卸壓系統(tǒng)連接于穩(wěn)壓器上封頭,系統(tǒng)包括兩個(gè)快速卸壓系列,每個(gè)系列由一臺閘閥和一臺截止閥串聯(lián)組成,兩列快速卸壓閥互為備用。 單列卸壓閥門額定排量為 525 t/h(17.23 MPa 下)。
圖1 核電廠模型節(jié)點(diǎn)圖
需求快速卸壓閥啟動(dòng)工況為高壓熔堆嚴(yán)重事故序列。 經(jīng)分析,喪失全部給水疊加二次側(cè)冷卻手段喪失且中、低壓安注失效事故序列,將使壓力容器失效時(shí)處于較高壓力狀態(tài), 堆芯熔融物噴射入安全殼,嚴(yán)重威脅安全殼的完整性,是較為典型的高壓熔堆事故序列, 事故進(jìn)程涵蓋了高壓熔融物噴射的重要現(xiàn)象,且事故序列中RCS 長期處于較高壓力水平,事故進(jìn)程也較全廠斷電、小破口等嚴(yán)重事故序列發(fā)展更快。 因此,本文將以喪失全部給水疊加多重安全功能失效為基準(zhǔn)事故序列進(jìn)行快速卸壓閥延遲開啟計(jì)算分析。
國際上一般以壓力容器失效時(shí)RCS 壓力作為評判HPME 現(xiàn)象是否發(fā)生的標(biāo)準(zhǔn)。本文以嚴(yán)重事故進(jìn)程中壓力容器失效時(shí)RCS 壓力低于2.0 MPa 作為滿足有效避免HPME 的標(biāo)準(zhǔn),對快速卸壓閥卸壓效果進(jìn)行評價(jià)。
工況0:0 s 時(shí)刻發(fā)生完全喪失給水事故, 二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)不可用,中、低壓安注失效,僅考慮安注箱的自動(dòng)投運(yùn)。 主要事故進(jìn)程序列如表1 所示,主要參數(shù)變化如圖2 所示。
表1 完全喪失給水事故進(jìn)程
喪失全部給水事件發(fā)生,二回路帶熱能力惡化從而導(dǎo)致RCS 溫度、 壓力迅速上升。 穩(wěn)壓器安全閥自動(dòng)起跳, 維持RCS 壓力在其開啟整定值附近 (見圖2(a))。RCS 冷卻劑通過穩(wěn)壓器安全閥向安全殼排放, 安注系統(tǒng)無法對冷卻劑喪失進(jìn)行補(bǔ)充,堆芯逐漸裸露,堆芯出口溫度不斷上升,堆芯熔化不可避免。 壓力容器下封頭蠕變失效時(shí)RCS 壓力為16.09 MPa,是典型的高壓熔堆嚴(yán)重事故序列,存在HPME 的風(fēng)險(xiǎn)。
事故進(jìn)程中,SG 二次側(cè)排空(2 525 s)前,堆芯熱量通過RCS 自然循環(huán)方式由二次側(cè)熱阱排放,通過穩(wěn)壓器安全閥排放的蒸汽數(shù)量有限(圖2(c))。 在 SG 水裝量排空后,二次側(cè)熱阱完全喪失,堆芯熱量無法有效導(dǎo)出,RCS 內(nèi)水被加熱膨脹導(dǎo)致穩(wěn)壓器內(nèi)水位快速上升直至滿溢,此間穩(wěn)壓器安全閥過水(圖2(c))。 而后,RCS 內(nèi)冷卻劑數(shù)量迅速減少, 穩(wěn)壓器水位顯著下降(圖2(c)),同時(shí)堆芯完全裸露。此狀態(tài)中,壓力容器內(nèi)壓力略高于穩(wěn)壓器內(nèi)壓力,穩(wěn)壓器內(nèi)剩余水無法向堆芯內(nèi)補(bǔ)充,形成高壓熔堆序列中較為典型的雙汽水界面現(xiàn)象(見圖2(b)和 2(c))。
事故進(jìn)程中,在堆芯熔融物掉落到下封頭(5 550 s)前, 壓力容器下封頭內(nèi)水僅通過輻射換熱被加熱,致使大量的液態(tài)水得以留存。 當(dāng)堆芯熔融物開始向下封頭掉落,炙熱的堆芯熔融物將被這部分滯留在下封頭內(nèi)的水冷卻,大量蒸汽流經(jīng)堆芯區(qū)域可以帶走一定的熱量,因此,在初始短時(shí)間內(nèi)大量熔融物坍塌后,下封頭熔池體積變化減緩明顯(見圖2(d))。當(dāng)下封頭內(nèi)液態(tài)水消耗殆盡,熔融物得不到有效冷卻,最終導(dǎo)致壓力容器失效(9 925 s)。
圖2 完全喪失給水事故進(jìn)程參數(shù)變化(工況0)
為進(jìn)行快速卸壓閥延遲開啟時(shí)間譜分析, 選取完全喪失給水嚴(yán)重事故序列中堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃為起點(diǎn)以及壓力容器失效時(shí)間為終點(diǎn), 每間隔10 min設(shè)立計(jì)算工況。
由于分析程序所限,無法模擬冷卻劑排入安全殼后安全殼內(nèi)壓力變化,因此保守假設(shè)快速卸壓閥排放期間安全殼壓力為設(shè)計(jì)值0.52 MPa。 分析結(jié)果如表2所示。選取其中典型的工況展示主要參數(shù)變化,如圖3所示。
全部喪失給水高壓熔堆事故序列中在堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃開閥(工況1),此時(shí)堆芯仍有一定的水(見圖3(b)),且燃料包殼溫度未達(dá)到熔點(diǎn)(見圖3(c))。 閥門開啟后大量水蒸氣從閥門排放使得堆芯裸露,緊接著伴隨RCS 壓力迅速降低使得安注箱水能夠注入堆芯(見圖3(b)),包殼溫度下降明顯(見圖3(c))。 安注箱注入期間熔化進(jìn)程被遏止,安注箱水排空后堆芯排熱再次惡化, 包殼溫度快速上升 (見圖3(c)),熔化不可避免。 開閥(工況 1)與未開閥(工況 0)相比,熔融物坍塌到下封頭時(shí)間推延5 450 s,RPV 失效時(shí)RCS 壓力已降低到0.94 MPa, 顯著避免HPME的風(fēng)險(xiǎn)。
表2 快速卸壓閥延遲開啟事故進(jìn)程
圖3 快速卸壓閥延遲開啟事故進(jìn)程參數(shù)變化
全部喪失給水高壓熔堆事故序列中延遲堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃后延遲開啟快速卸壓閥(工況2-9),安注箱水注入前堆芯已裸露(見圖3(b)),堆芯已開始熔化(見圖3(c)),部分熔融物坍塌入下封頭(見圖3(d)),安注箱水注入對熔融物進(jìn)行冷卻劑,使堆芯熔化進(jìn)程得到遏止,延緩熔融物繼續(xù)向下封頭坍塌。 延遲開啟雖未能延緩堆芯熔化起始時(shí)間, 但顯著推延RPV 失效時(shí)間,從嚴(yán)重事故處置的角度是有利的。
嚴(yán)重事故進(jìn)程中操作員手動(dòng)開啟快速卸壓閥為RCS 卸壓,不同開啟時(shí)間對事故序列進(jìn)程影響結(jié)果顯示(見表2):
(1)在壓力容器失效前開啟閥門,開閥時(shí)間對最終卸壓效果的影響是有限的,閥門設(shè)計(jì)排量下均能夠?qū)崿F(xiàn)預(yù)防HPME 的目標(biāo)。 隨著閥門開啟時(shí)間的延遲,最終RCS 壓力略有上升,尤其是延遲時(shí)間達(dá)到60 min后(工況 7/8/9),最終RCS 壓力較650 ℃開閥提高約0.6 MPa,波動(dòng)浮動(dòng)在可接受范圍內(nèi)。
(2)延遲開閥時(shí)間越晚,閥門開啟到安注箱注入的時(shí)間間隔越短,這是由于事故后期衰變熱逐漸降低且RCS 內(nèi)冷卻劑逐步減少,從而在相同排放能力下卸壓速率越快。 工況1~工況4,間隔時(shí)間縮短幅度逐步降低,工況4~工況9,時(shí)間間隔穩(wěn)定在一定數(shù)值內(nèi),這是由閥門的排放能力決定的, 固定的排放能力使得RCS 下降的速率存在極限,因此,閥門開啟到安注箱注入的時(shí)間間隔無法無限制的縮短。
(3)延遲開閥(工況 2~工況 9)時(shí)間越晚,安注箱注入堆芯再次裸露的時(shí)間間隔越長,這是由于隨著事故進(jìn)程的發(fā)展,堆芯熔融物大量坍塌入下封頭,堆芯活性區(qū)可冷卻結(jié)構(gòu)逐漸縮小,能夠使冷卻劑與熔融池充分接觸的面積越來越少,從而安注箱注入后蒸發(fā)速率逐步減少。
(4)延遲開閥時(shí)間越晚,RPV 失效越晚(工況 2~工況 7)。 當(dāng)延遲時(shí)間達(dá)到 60 min 后(工況 7/8/9),最終RPV 失效時(shí)間相近,不再有明顯推延,這表明安注箱延緩堆芯熔化進(jìn)程的作用是有極限的,當(dāng)絕大多數(shù)熔融物已經(jīng)坍塌入下封頭形成熔融池,雖然有新的冷卻劑注入, 但熔融物能夠與冷卻劑接觸的面積有限,從而使冷卻劑能夠帶走的熱量被限制。
本文以百萬千瓦級核電站為對象,研究在嚴(yán)重事故中延遲開啟快速卸壓閥對事故進(jìn)程和卸壓效果的影響。 結(jié)果表明:
(1)閥門開啟時(shí)間的延遲不影響快速卸壓閥最終的卸壓效果,在有效時(shí)間內(nèi)開啟閥門為RCS 卸壓均可以實(shí)現(xiàn)預(yù)防HPME 的目標(biāo)。
(2)在堆芯熔融物坍塌入下封頭前實(shí)施卸壓,安注箱水注入將直接遏止堆芯熔化進(jìn)程,在有部分熔融物坍塌入下封頭后實(shí)施卸壓,安注箱注入將緩解堆芯熔化進(jìn)程。
(3)當(dāng)閥門開啟時(shí)間延遲達(dá)到60 min 及以上,最終RPV 失效時(shí)間無顯著差異。
綜上,建議嚴(yán)重事故進(jìn)程中實(shí)施快速卸壓閥卸壓應(yīng)在堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃后60 min 內(nèi)完成。