小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究

王高鹏,刘长亮,叶忠昊

(1.中国核电工程有限公司,北京 100840;2.国核工程有限公司,上海 200233)

目前在国内外,严重事故的预防和缓解成为提高核电厂安全性的重要内容,也是国际核工业界与核安全当局关心的问题。它是核电厂发生事故并防止放射性产物大量释放并对公众健康造成危害的重要保障。因此,对严重事故的研究并建立合理有效的事故管理导则非常重要。在众多严重事故序列中,其严重程度因各个电厂而异,但综合国内外各个电厂的研究结果,小破口类引发的事故较为严重,例如在福建福清核电厂一期工程的1级PSA的分析结果中,小破口类事故引起的堆芯损坏频率占电站堆芯损坏频率的 17.80%。本文就是利用MAAP程序对小破口事故引发的严重事故进行计算分析,并参考相关的严重事故管理导则,制定对该事故的缓解措施。

1 计算模型及事故假设

MAAP程序是EPRI开发的可以用于严重事故分析的一体化程序,它可以对严重事故发展的整个过程进行模拟计算,其中包括事故发生后一回路(包括堆芯)的响应,安全壳的状态和最终的裂变产物释放情况等。本文利用该程序,以方家山核电厂为目标电厂,建立计算模型,并对冷管段小破口事故进行了计算。本文的计算假设为：功率工况下,在冷管段上发生当量直径为25mm的小破口,事故发生后高压安注失效,操作员执行快速降温降压失效,即没有二回路带热,安全喷淋等能动安全设施均失效,没有手动关闭安注箱,计算时间为48 h。

2 事故进程与后果分析

计算得到的事件序列如表1所示。反应堆以及安全壳的主要参数在事故进程中的变化如图1～图4所示,给出了在本文假设条件下冷管段发生小破口事故后反应堆系统主要热工水力参数的变化。计算结果显示：冷却剂是通过冷管段破口损失掉的,由于破口面积很小,事故初期冷却剂总量缓慢减少,堆芯水位基本维持不变。由于利用二次侧降温降压失败,随着时间进行,一回路压力逐渐升高并达到稳压器安全阀整定值,随着稳压器安全阀的打开,冷却剂总量加速减少,堆芯水位也迅速下降,这个过程在一回路压力图上有相应体现。随着事故的进一步进展,由于安注失效,出现堆芯裸露,燃料元件开始熔化并最终导致压力容器失效,堆芯水位迅速降为零,一回路压力在压力容器失效时达到一个峰值。图5～图8是安全壳内主要参数随时间的变化。本文建模时针对方家山核电站的安全壳特点将安全壳划分成反应堆堆腔、安全壳下部空间、安全壳上部空间和包含有地坑的安全壳环廊。当安全壳上部空间内压力达到设计压力时保守的认为安全壳即失效,并开始向环境排放裂变产物。计算结果显示,在压力容器破裂时,一回路剩余的冷却剂全部进入堆腔,由于没有其他水源注入,随后堆腔逐渐被蒸干,下泄到堆腔的堆芯熔融物得不到冷却,开始与地板发生堆芯熔融物-混凝土相互作用(MCCI),最终会熔穿地板,图 8显示事故后48 h的时候地板已经被融化了近30 cm。此外,堆腔内气体不断被加热,并且由于MCCI反应不断有气体生成,导致安全壳压力不断升高,最终在39.46 h的时候使安全壳失效。

表1 小破口并且高压安注失效事件序列Table1 The sequence of small LOCA w ith high pressure injection failure

在小破口事故进程中,安全壳内压力的突升不像大破口事故发生时那样由于喷放会发生在事故初期,而是在压力容器破裂的时候。这是由于破口很小,一回路压力下降缓慢,在压力容器失效时一回路压力仍然很高,形成高压熔堆。压力容器破裂时,高温高压的堆芯熔融物喷放到安全壳内,生成众多的细小颗粒,行成对安全壳的直接加热(DCH),使安全壳压力飞升,严重威胁安全壳的完整性。本文计算显示在压力容器失效时,安全壳压骤升了将近2个大气压,虽然没有直接导致安全壳失效,但也对安全壳构成了严重的威胁。

图1 反应堆堆芯水位随时间的变化Fig.1 The collapsed w ater level in core

图2 一回路压力随时间的变化Fig.2 The p ressure o f p rimary loop

图3 最高堆芯温度随时间的变化Fig.3 Themaximum core tem perature

图4 破口流量随时间的变化Fig.4 The flow rate at the break

图5 安全壳内水的质量随时间的变化Fig.5 The w ater mass in containment

图6 安全壳压力随时间的变化Fig.6 The p ressure in containment

图7 堆腔内气体温度随时间的变化Fig.7 The temperature of gas in reactor cavity

事故发生后39.46 h时安全壳最终失效,核电厂的三道安全屏障都相继失效,最终造成了放射性产物向环境的释放。表2分别给出了安全壳失效时和事故发生后两天时安全壳内水蒸气和氢气等不可凝气体的情况;表3分别给出了事故发生后两天,安全壳破裂后约8.5 h的时候裂变产物向环境的释放情况。

图8 堆腔内熔融物高度随时间的变化Fig.8 The heightofmoltenmass in reactor cavity

表2 安全壳内水蒸气和主要不可凝气体分布情况Table2 Steam in the containmentand main non-condensab le gases

表3 裂变产物向环境释放的情况Table3 Release of fission p roduct to the environment

3 事故的缓解

以上是对冷管段发生小破口并且高压安注失效等情况下的事故现象进行的计算分析,可以看出该事故引发了非常严重的事故后果。因此本文根据该事故的特点和相关严重事故管理导则中的严重事故缓解措施对该事故的缓解进行了研究和计算。由于方家山电厂的反应堆堆腔是干式堆腔,在压力容器破裂后除了一回路剩余的冷却剂随堆芯熔融物一起进入堆腔内之外,没有其他的水源能进入堆腔,最终导致熔融物无法冷却而造成严重后果。据此,本文采用严重事故策略中的向冷却剂系统(RCS)注水和控制安全壳状态来缓解该事故。假设在压力容器失效后30 m in时电厂低压安注系统和安全壳喷淋系统得到恢复。低压安注向RCS注水,注入RCS的水通过压力容器破口进入堆腔,保持对堆芯熔融物的持续冷却。同时安全壳喷淋系统对安全壳压力进行控制,随后再循环系统启动为安注和安喷系统提供长期水源,并通过安喷热交换器维持地坑水温度,最终使电厂进入长期冷却状态,事故得到缓解。计算时间同样为48 h,表4是计算的事件序列。冷却剂系统和安全壳主要参数随时间的变化如图9～图14所示。

表4 小破口事故缓解计算事件序列Table 4 Sequence of the sma ll LOCA m itigation

从图9可以看出在压力容器失效后30 min时低压安注投入,二十几分钟后RWST水箱达到低水位,再循环系统启动。图10给出的是破口流量随时间的变化。图11～图14是安全壳内参数随时间的变化。计算结果显示在压力容器破裂时进入堆腔的一回路剩余冷却剂被蒸干前,由于低压安注的注入,增加了堆腔内的水量并随后得到保持,形成对堆芯熔融物的长期冷却。布置有地坑的安全壳环廊内的水量在安喷和再循环系统启动后也维持在一定的量值上,由于安喷热交换器的使用,维持地坑水的温度在安全值以下,为事故缓解提供长期的冷源。图13和图14是安全壳内各部分压力和气体温度的变化情况,虽然堆腔压力和安全壳下部空间的气体温度在缓解措施启动后有瞬时的峰值,但没有造成安全壳的失效,最终都得到了控制,保持在安全范围内。可见本文采取向RCS注水与控制安全壳状态的严重事故缓解措施是有效可行的。

图9 安注流量随时间的变化Fig.9 Safety injection flow rate

图10 破口流量随时间的变化Fig.10 Flow rate at thebreak

图11 堆腔和安全壳环廊内小的质量随时间的变化Fig.11 The watermass in reactor cavity and annu lar compartment

图12 安全壳地坑水的温度随时间的变化Fig.12 Water tem perature in the containment sump

图13 安全壳各部分气体温度随时间的变化Fig.13 Gas temperature in the containment

图14 安全壳各部分压力随时间的变化Fig.14 Pressure in the containment

4 结论

利用MAAP4程序对方家山核电厂进行建模,对国内外事故分析中认为影响较为严重的小破口事故引发的严重事故现象进行了计算。着重分析了事故中安全壳内状况和事故发生后两天时裂变产物释放的情况。随后根据电厂和事故的自身特点,结合相应的严重事故管理策略对该事故的缓解策略进行了研究和计算。对采取缓解措施后的电厂状态特别是安全壳内的状态的分析表明所采取的事故缓解措施是有效可行的。论证了国内类似方家山的三环路核电厂在严重事故缓解中采取向RCS注水和控制安全壳状态是一个有效可行的策略。

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