CPR1000全厂断电叠加蒸汽发生器安全阀误开启事故引起的严重事故分析

李龙泽，王明军，田文喜，苏光辉，秋穗正

(1.西安交通大学 动力工程多相流国家重点实验室，陕西 西安 710049；

2.西安交通大学 核科学与技术系，陕西 西安 710049)

全厂断电事故是指核电厂失去厂外电源的事故，是可能导致堆芯损伤的一类严重事故，因此对全厂断电的研究十分重要。在国内，张亚培等[1]对CPR1000全厂断电的事故瞬态进行了分析；季松涛等[2]对秦山核电厂全厂断电事故叠加小破口事故序列进行了分析；郎明刚等[3]对大亚湾核电站全厂断电下裂变产物行为进行了分析；陈耀东[4]以600 MW机组为对象，研究了缓解措施对全厂断电事故进程的影响。在国外，Atanasova等[5]进行了VVER1000在全厂断电叠加稳压器泄压阀开启后卡住的事故计算；Chatterjee等[6]进行了VVER全厂断电叠加不同尺寸破口的分析计算，得出氢气产生、放射性产物释放等与破口尺寸的关系；Cherubini等[7]研究了全厂断电工况下，基于非能动给水的最佳事故管理策略；Changwook等[8]研究了全厂断电情况下冷却剂系统降压的事故管理策略的作用。综上所述，对全厂断电事故的研究中，考虑蒸汽发生器(SG)的安全阀误开启的研究较少，本文将利用MELCOR程序对CPR1000进行建模，研究全厂断电叠加SG安全阀误开启事故，得到该种工况下的严重事故进程，并验证该种工况下辅助给水等缓解措施的作用，旨在为制定相关安全导则提供理论依据。

1 模型建立

MELCOR程序为一完整的第二代系统性程序，是由美国Sandia国家实验室为美国核管理委员会开发的PSA和严重事故分析工具，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的源项及其释放后果。

CPR1000是中广核集团推出的中国改进型百万千瓦级的压水堆核电厂方案。本工作在获得CPR1000的一些结构参数和运行参数的基础上，经合理简化处理，建立MELCOR程序的CPR1000严重事故分析模型。

1.1 CPR1000主回路节点划分

反应堆的一回路节点划分中，由于对称性，将原有三环路简化成一个环路，并带有稳压器。图1为CPR1000一回路MELCOR节点图。如图1所示，对压力容器、SG、主管道热管段、冷管段、轴封、稳压器、泄压箱和安注箱等进行了控制体划分。这些控制体通过流道连接在一起，对于SG二次侧，利用时间相关控制体进行主给水、辅助给水和主蒸汽系统的模拟。

图1 CPR1000主回路节点划分

1.2 堆芯节点划分

MELCOR程序在COR模块对堆芯区域(包含堆芯、下腔室两个控制体)进行更加细致的划分，如图2所示。图2中，堆芯区域被划分为轴向14段、径向4环的结构。这其中轴向的第4段到第13段属于堆芯活性区，第1段到第3段是下腔室区域，正常工况下，下支撑板是在轴向第3段，第14段是堆芯上部非活性区。堆芯模块还对下封头进行了专门定义，在本文中下封头也划分为4个环区，环区中含有10个贯穿件，它们中每个失效后产生的破口大小均为0.076 m2。

图2 堆芯/下腔室节点划分

1.3 安全壳节点划分

安全壳的控制体划分较简单，只是粗略地将安全壳划分为4个控制体：全壳上部空间、安全壳下部环形空间、堆坑和换料水池，这些控制体间由流道相互连接。

2 事故描述及分析条件

利用MELCOR程序模拟CPR1000全厂断电叠加SG安全阀误开启情况下的严重事故进程，详细分析事故发生到堆芯熔融物落入堆坑的整个过程。事故发生(0 s)前，通过计算得到稳态运行情况。事故发生后，一回路主泵惰转，反应堆紧急停堆，控制棒在2 s后插入反应堆底部；二回路主给水中断，SG安全阀误开启，主蒸汽系统旁通大气。由于二回路热阱的逐渐消失，一回路的温度和压力不断上升，当其压力超过稳压器泄压阀的整定值(17.1 MPa)时，泄压阀打开。冷却剂通过泄压阀不断流失，使堆芯逐渐裸露，包壳温度上升。当包壳温度上升至1 273.15 K时，包壳失效，放射性物质开始泄漏，堆芯逐渐熔化、坍塌。表1列出分析中所用的重要初始条件和边界条件。

堆芯熔化后，熔融碎片落入下支撑板上，下支撑板在温度超过其熔化温度(1 700 K)时失效，熔融物落入下腔室，这将使下封头温度不断升高，当温度超过贯穿件的熔化温度时，下封头失效，熔融物和水将从破口处进入堆腔。熔融物进入堆腔后，可能使堆腔中的水发生蒸汽爆炸，影响安全壳的完整性，同时熔融物与堆腔地板混凝土发生反应，产生大量氢气和一氧化碳等可燃性气体，威胁安全壳完整性。

表1 模型部分初始条件与参数

本文在计算全厂断电严重事故发生时，考虑不同电厂状况叠加影响，包括：1) 安注箱的投入；2) 轴封泄漏；3) 辅助给水的投入。根据不同假设，将事故计算分成表2中所列的3种不同类型。

表2 建模的3种假设条件

3 计算结果分析

在严重事故分析中，一回路的热工水力参数变化和状况直接影响到整个反应堆的安全，对有关人员制定相应的严重事故应对策略有着重要的意义。部分重要CPR1000热工水力参数变化情况示于图3～6。

从图3可看出，在事故发生前即0 s时，一回路压力稳定在15.8 MPa左右，事故发生后，一回路压力出现急剧下降，这与典型的全厂断电事故结果有所区别。这是因为SG安全阀在0 s后直接开启，使二回路蒸汽流动速度大增，冷却能力大幅增加，最终使一回路压力降低，安注箱投入使用。TYPE1和TYPE3中，辅助给水未投入，加上安全阀误开启，SG二次侧快速烧干(如表1所列)，二次侧热阱消失，这使一回路压力又逐渐上升，其中由于轴封泄漏，TYPE3相比TYPE1的压力上升慢，最终它们的压力均会超过稳压器泄压阀的整定值(17.1 MPa)，并在泄压阀调节下稳定在这一整定值。最后，在大于9 000 s时，因下封头失效，TYPE1和TYPE3的压力会突然下降。对于TYPE2，在0 s时就有辅助给水投入，加上安全阀误开启，因此SG二次侧一直保持了很强的冷却能力，这使一回路的压力可维持在一个较低的水平(约4.3 MPa)，直到压力容器下封头在大于38 000 s时失效。

从图4可看出，事故发生后，冷管段和热管段的温度出现了一大的下降过程，这是因反应堆紧急停堆，且SG安全阀误开启导致二次侧冷却加快。随后，对于TYPE1和TYPE3，在衰变热的作用下，热管段和冷管段的冷却剂温度逐渐上升，直至饱和温度。在大于9 000 s，下封头失效，温度出现一陡降。对于TYPE2，衰变热和二次侧冷却的共同作用使冷管段温度先小幅上升，后又下降，直至维持稳定，其温度总体要比另外两种类型下的温度低。图4b～d中，热管段的饱和温度变化与一回路压力变化一致。

图3 一回路压力随时间的变化

从图5a可看出，事故发生一段时间后冷却剂逐渐流失，使堆芯缓慢裸露。TYPE2和TYPE3中堆芯开始裸露的时间较TYPE1的要早约2 000 s，这是因在120 s时，一回路冷却剂开始通过失效轴封流失。TYPE1中，由于一回路压力上升，泄压阀打开，一回路冷却剂通过泄压阀不断流失，最后导致堆芯液位下降。TYPE3中，在一段时间后泄压阀也会打开，使冷却剂通过泄压阀和轴封同时流失。从图5a还可看出，虽然TYPE1中堆芯开始裸露的时间较晚，但它与TYPE3中堆芯完全裸露的时间几乎相同，TYPE2中堆芯完全裸露的时间则要晚约30 000 s。从图5b可看出，由于上述的各种原因，在一段时间后，下腔室的水位会随冷却剂的流失而下降。在9 000 s左右，对于TYPE1和TYPE3，下腔室的水位突然下降至0，这是下封头失效后，堆芯碎片和水一起喷射入堆腔的缘故。对于TYPE2，随下封头失效时间的推后，这一现象发生的时间也随之推后。

图4 一回路的冷却剂温度随时间的变化

图5 水位随时间的变化

图6 堆芯燃料温度随时间的变化

严重事故分析的最重要的任务是阻止堆芯的熔化和压力容器的失效，因此对于堆芯燃料的热工分析非常重要。

图6中CELL-1NN代表一环区轴向1NN号单元的燃料温度。如图6所示，由于SG安全阀误开启以及反应堆停堆，燃料温度在0 s后均出现了陡降。图6a、c中，燃料温度降到最低点后开始上升，而图6b中，二次侧持续的冷却使燃料温度维持在低温一段时间，然后上升。图中开始时冷却剂淹没堆芯，各单元与冷却剂间传热很好，温度分布均匀，之后堆芯逐渐裸露，各部分的传热不均匀。图中最上层的单元温度上升最先加快，越在下部的单元，裸露得越晚，温度上升加快的时刻越晚。所有单元燃料温度最终均陡降至0，这表示单元的燃料在该时刻已失效。对比3种假设的燃料温度变化，可看出TYPE2中燃料变成碎片的时间要晚于TYPE1和TYPE3(晚约16 000 s)。最后根据分析计算得到了3种情况下的事故进程(表3)。

通过分析可看出，SG安全阀误开启对严重事故的进程有很大的影响，安注箱可较早投入使用，安注水可在事故中得到有效的应用。轴封泄漏的产生，会对一回路的压力、堆芯处水位的变化等产生重要影响。从对严重事故进程的缓解效果来说，轴封泄漏对于事故后期的燃料包壳破损(提前500 s)、堆芯熔化(延后约100 s)、压力容器的失效(延后约50 s)等的影响并不明显。总体而言，轴封泄漏对严重事故进程缓解作用有限，辅助给水对严重事故的进程有巨大的缓解作用。

表3 全厂断电叠加SG安全阀误开启事故进程

4 结论

1) 由于SG安全阀误开启，一回路压力在早期下降很大，安注箱能在事故早期(30 s)投入使用，安注箱中的水能得到充分利用。但安全阀误开启会加快二次侧冷却水的消耗，影响二次侧的冷却能力。

2) 轴封泄漏对全厂断电严重事故进程中的许多参数(如一回路压力)均有重要影响。在无辅助给水和轴封泄漏情况下，稳压器泄压阀在2 550 s开启，堆芯在5 840 s裸露，燃料在7 837 s开始出现破损，压力容器在9 576 s失效。而轴封泄漏的存在会使稳压器泄压阀开启延后约3 000 s，堆芯开始裸露时间提前2 600 s，燃料包壳开始破损时间提前约500 s，压力容器失效延后约50 s。

3) 辅助给水可维持二回路热阱的存在，对全厂断电严重事故的进程有非常大的影响，缓解作用很明显。辅助给水的存在使稳压器泄压阀不用开启，堆芯裸露时间提前约500 s，包壳开始破损时间延后约16 000 s，压力容器失效延后约30 000 s。

结论表明，在全厂断电严重事故发生后，辅助给水可将堆芯熔化等事故的发生时间大幅延后，为人为干预事故争取更多的时间。整个计算结果对严重事故导则制定有着重要的意义。

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