压水堆SBO事故及高压安全注射系统的缓解能力研究

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(海军工程大学 核能科学与工程系，武汉 430033)

为了研究核电站堆芯熔化现象和机理，分析预测此类事故的进程和所采取缓解措施的有效性，以瑞典Ringhals压水堆核电站为参考对象，采用轻水堆严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，建立典型的3环路压水堆严重事故计算模型，其中包括详细的5通道堆芯模型和专用于预测下封头失效位置和失效时间的COUPLE模型。选择没有辅助给水的全厂断电事故作为基准事故，对其堆芯熔化进程进行了计算分析。

1 研究对象及模型

参考对象选择瑞典Ringhals压水堆核电站，参考堆每个冷却剂环路包括一台立式U形管自然循环蒸汽发生器(SG)和一台主冷却剂泵及其相应的管道与阀门。在其中一条环路的热管段上连接有一个稳压器。主要参数见表1。

表1 参考电站主要参数

堆芯的详细计算模型见图1。

图1 堆芯节点划

堆芯内157盒燃料组件沿径向由内向外依次划分为5个通道，每个通道的燃料组件数分别为5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿径向划分为5个节块，沿轴向划分为10个节块。为了模拟堆芯在失去几何形状情况下冷却剂的流道变化，模型的建立考虑了各通道的流量交混。

为了准确地预测碎片床在下腔室的定位以及下封头的升温与蠕变失效过程，建立了二维有限元下封头COUPLE分析模型。COUPLE的网格在水平方向的最大节点数为16，垂直方向的最大节点数为20，一共有320个节点，285个节块。

2 计算结果及分析

2.1 计算假设

研究的严重事故初始事件为全厂断电(SBO)事故。瞬态开始后作以下假设：①所有能动安全系统均失效；②蒸汽发生器辅助给水失效；③参考国外核电站的概率安全评价结果[4]，把稳压器波动管蠕变失效等效于一个当量直径为12 mm的破口。

瞬态的初始条件是反应堆满功率稳态运行，计算分3种情况进行：①考虑稳压器波动管蠕变破裂，非能动安注箱有动作的基准事故；②堆芯出口温度达到920 K时开启稳压器卸压阀，投入一台高压安注泵；③堆芯出口温度达到920 K时开启稳压器卸压阀，投入两台高压安注泵，其中单台高压安注泵的流量为25 kg/s。

2.2 基准事故

SBO事故在0 s时发生，1 s后反应堆紧急停闭，3台主泵停行，主汽轮机脱扣，一回路开始自然循环。表2列出了基准事故主要事件的时间序列。图2～6给出了事故过程中主要参数的变化趋势。

表2 主要事件序列

图2 稳压器压

图3 稳压器水位

图4 压力容器水位

图5 堆芯表面最大温度

图6 基准事故氢气生成总

SBO事故发生后，由于没有辅助给水，SG大约在4 772 s被蒸干。SG干涸前，堆芯的衰变热依靠二回路带出。SG干涸后，一回路相当于处在绝热加热状态，导致平均温度上升，稳压器压力(图2)和水位(图3)快速上升，稳压器于6 000 s时达到满水位，压力的上升使得稳压器蒸汽卸压阀间断启跳，堆芯衰变热通过卸压阀排出。随着一回路冷却剂的流失，反应堆压力容器水位于7 223 s开始下降，8 900 s时堆芯活性区开始裸露，10 672 s时稳压器排空，11 040 s时堆芯完全裸露(图4)。堆芯裸露后传热进一步恶化，辐射换热成为主要的传热方式，12 000 s时堆芯表面的最大温度达到1 500 K，锆合金与饱和蒸汽发生剧烈反应，产生的大量氧化热进一步加剧了堆芯温度的上升(图5)，同时伴有大量氢气产生(图6)。12 500 s时，堆芯表面最大温度达到2 800 K以上，铀锆氧化物开始熔化。12 895 s时，波动管在炽热蒸汽的作用下发生蠕变破裂失效，使得一回路压力急剧下降，避免了高压熔堆，非能动安注箱从堆芯入口处注入大量的冷却水，压力容器内水位上升到堆芯顶部以上。随着安注箱的排空和冷却剂的蒸发流失，压力容器水位快速下降到3 m以下，堆芯再次完全裸露(图3)。

由于锆水反应产生出大量的氧化热，导致安全注射并不能冷却正在熔化的堆芯。13 112 s时，堆芯内开始出现熔融池，从15 257 s开始，熔化的控制棒材料和堆内构件开始向下腔室坍塌，被下腔室内冷却剂冷却后形成一个高约0.27 m的碎片床。堆芯在18 100 s时形成一个半径为1.72 m的熔融池，并于20 186 s坍塌至下腔室，使得下腔室内的冷却剂急剧受热蒸发，水位迅速下降，一回路出现一个3.8 MPa的压力峰值(见图2)，这个过程类似一个蒸汽爆炸，但不会给一回路压力边界造成威胁。20 740 s时，高温碎片床熔穿下封头，计算终止。

值得注意的是，下封头最初的失效位置发生在图2中的节块12处。计算结果与欧洲EC-FOREVER实验结果[1]完全一致。目前，关于下封头的失效机理仍然存在争议[5]。笔者认为在熔融池坍塌至下腔室之前，熔化的控制棒材料和低熔点结构材料已经在下腔室底部形成一层厚约27 cm且没有内热源的多孔介质，这层多孔介质保护或者阻碍了下封头底部被坍塌下来的熔融物直接加热。

2.3 缓解措施

根据基准事故的计算结果，堆芯出口温度在10 640 s时达到923 K，在事故发生后3 h之内，很有可能恢复全部或部分电源。假设此时只有电动卸压阀与高压安注泵可用，本文计算分析了堆芯出口温度达到923 K时通过卸压阀对一回路进行降压，并分别启动一台或两台高压安注泵的严重事故缓解措施。

计算结果显示，开启卸压阀后，稳压器压力快速下降到4.0 MPa以下(图2)，非能动安注箱的运行以及高压安注的作用导致裸露的堆芯迅速被淹没(图3)。大量冷却水的注入使得堆芯表面的最高温度始终没有超过1 200 K，且在11 000 s左右，温度开始下降并趋于稳定(图4)。同时稳压器水位迅速达到满水(图5)，冷却剂通过卸压阀排入安全壳，从而带出堆芯的剩余发热。由于堆芯表面温度持续在1 000 K以上的时间很短暂，燃料包壳没有发生剧烈的锆水反应，因此在缓解措施下只有少量的氢气产生(图7)。

图7 缓解措施下氢气生成总量

在事故的缓解过程中，相比于运行一台高压安注泵，投入两台高压安注泵对于阻止堆芯熔化更为有效。当两台高压安注泵都可用时，压力容器水位、稳压器水位的上升速度更快，同时堆芯表面所能达到的最高温度较低，相应地产生较少量的氢气。

3 结论

1) 由于稳压器波动管的蠕变破裂失效， SBO引发的压水堆严重事故不会出现更为严重的高压熔堆。

2) 在熔融池坍塌到下封头之前，熔化的控制棒材料已经在下封头底部形成一层多孔介质，这层多孔介质保护或者阻碍了下封头底部被坍塌下来的熔融物直接加热。因此下封头的失效位置首先出现在下封头的侧面。

3) 本文研究的卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化，并使堆芯长期处于稳定状态。

4) 结果可以作为压力容器外严重事故计算的初始条件，也可以作为制定严重事故管理导则的参考依据。

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