武鈴珺 彭歡歡 許幼幼 杜政瑀 武小莉

（中國核動力研究設(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）

0 引言

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。

1 分析方法

1.1 分析手段

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

1.2 典型高壓熔堆序列

需求快速卸壓閥啟動工況為高壓熔堆嚴(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。

1.3 避免HPME 現(xiàn)象發(fā)生的卸壓標(biāo)準(zhǔn)

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)。

2 計(jì)算結(jié)果及分析

2.1 嚴(yán)重事故中不開啟快速卸壓閥

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）

2.2 嚴(yán)重事故中不同時(shí)間開啟快速卸壓閥

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，波動浮動在可接受范圍內(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。

3 結(jié)論

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。