福岛条件下AP1000核电厂事故前期研究

杨 江，王 婷，陶 俊，高玲媛，卢向晖

(中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳 518000)

AP1000是美国西屋公司开发的第三代压水堆，其采用了非能动安全系统，其中包括非能动安全注入系统、非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统。非能动安全系统大量运用自然循环、自然对流和压缩气体膨胀等自然驱动力缓解事故，不涉及能动部件，减少人因故障，从而提高了核电厂的安全性和可靠性[1-2]。

国际原子能机构(IAEA)技术报告中将非能动系统定义为完全由非能动部件构成的系统，或依靠有限的能动部件进行触发的非能动部件系统[3]，并对非能动系统进行了等级划分。AP1000的非能动安全注入系统、非能动余热排出系统属于最低等级的非能动系统，即第4等级——能动触发/非能动执行，此第4级非能动系统由蓄电池供电进行触发，但供电的能动部件仅限于控制器、仪控部件和阀门[4]。

福岛核事故发生后，世界各国纷纷开展对于运行和在建核电厂的压力测试[5]，即鉴于福岛核事故对核电厂安全裕度进行重新评估，评估极端自然灾害对电厂安全性的影响及导致严重事故的可能性。对于AP1000核电厂，同样有必要进行压力测试，按确定论的方法，检验其非能动安全系统在福岛核事故条件下缓解事故的有效性。

AP1000交流电系统(包括主交流电系统和备用交流电系统)是非1E级系统，在福岛核事故条件下将完全失效[6]。安全相关电源系统由1E级直流电源系统组成，包括4组独立的蓄电池系统，但这些蓄电池位于辅助厂房地下室，在福岛核事故条件下将被完全淹没而失效。AP1000核电厂设置两台辅助柴油发电机组，作为1E级直流电源的后备，但在福岛核事故条件下，这两台辅助柴油发电机组也被淹没，因此事故后AP1000无可用的直流电源。

1 事故描述

福岛核事故条件将导致AP1000核电厂交流电源和直流电源全部丧失，后者的丧失会导致仪控系统失效，不能产生任何监测和驱动信号，所有电动阀不能开启；所有失效开启的阀门将在断电后自动开启。根据事故后的系统响应和事故后果，可将整个事故后进程划分为前期和后期两个阶段。

1.1 事故前期

事故初始，控制棒驱动机构的电源丧失触发停堆；反应堆冷却剂泵丧失电源，开始惰转；汽轮机停机，蒸汽发生器大气释放阀因丧失控制和动力源而失效，蒸汽安全阀可能会开启以防止蒸汽压力过高；同时，非能动余热排出系统(PRHRS)出口管线上电动隔离阀失效开启，堆芯补水箱(CMT)出口管线上电动隔离阀失效开启，非能动安全壳冷却系统(PCCS)喷淋管上电动阀门失效开启。由于无驱动电源，自动降压系统(ADS)第1～3级电动阀始终保持关闭，ADS第4级爆破阀、安全壳内置换料水箱(IRWST)直接注入管线上爆破阀、地坑注入管线上爆破阀均不会触发开启。事故过程中，稳压器安全阀可能会开启以防止一回路系统压力过高。安注箱(ACC)的注入由其出口管线上截止阀控制，由于一回路系统压力始终未降至截止阀设定值，ACC未启动。PCCS喷淋管在事故初始失效开启，非能动安全壳冷却系统水储存箱(PCCSWST)的冷却水可对钢制安全壳外壁面实施长达72 h的喷淋。在整个事故前期阶段，依靠PRHRS将堆内余热转移到IRWST和安全壳内，再依靠PCCS将热量转移到安全壳外，从而让堆芯维持在热停堆状态。

在事故前期阶段，堆芯余热排出主要依靠PRHRS，而PRHRS的C型换热管数量多、管径小、管壁薄、直接置于IRWST中，在强地震情况下，换热管可能破裂，从而造成一回路系统边界的小破口。PRHRS的局部破裂可能造成其排热能力降低、甚至完全失效，但破口排放也可代替ADS系统执行主动降压的功能。因此，有必要对前述事故叠加假设1根PRHRS换热管双端断裂的情况进行分析，评估该情况下的事故后果。

1.2 事故后期

PCCSWST喷淋72 h后排空，其冷却水的补给依赖PCCS循环系统，但PCCS循环泵的运行需要交流电源，而福岛核事故条件下72 h内未能及时恢复交流电源，因此后续无补充水源进行喷淋，安全壳内热量不能被有效移出，堆芯逐渐熔化，事故后果急剧恶化，标志着事故进入后期阶段。

事故前、后期所关注的系统和现象相差很大，前期主要关注非能动安全系统是否能有效缓解事故后果、一回路系统是否满足安全验收准则，而后期属于严重事故进程，主要关注堆芯熔化、安全壳破裂、放射性释放等。本文仅对事故前期进行研究，模拟分析一、二回路系统在事故前期的瞬态响应。

2 计算模型

针对AP1000的系统结构和运行特点，合理划分控制体，建立了AP1000一回路、部分二回路系统和非能动堆芯应急冷却系统的RELAP5计算模型，该模型节点划分如图1所示。本文仅对PRHRS和非能动安全注入系统的模型进行介绍。

图1 AP1000节点划分图

用管型部件模拟PRHRS换热管内侧流道，由于具有多根传热管，此管型部件采用了等效流通截面积、等效传热面积和等效损失系数；用热构件模拟PRHRS换热管壁，热构件的左、右边界分别为换热管内流体和IRWST内流体。

用管型部件模拟CMT的箱体，其出口管线上的触发阀控制CMT启动。用RELAP5内置的ACC模块模拟氮气加压的ACC。用触发阀控制第1～4级ADS的启动，第1～3级ADS向IRWST排放，第4级ADS直接向安全壳内排放，用时间相关控制体模拟安全壳大气环境。

3 计算结果与分析

3.1 PRHRS换热管完好

首先进行100 s的稳态计算，电厂主要运行参数的计算值与名义值的相对偏差小于0.03%。

事故发生后，反应堆停堆，一回路系统温度和压力迅速下降；由于主泵惰转、堆芯流量降低，一回路系统温度和压力又很快回升(图2、3)。一回路系统温度回升非常短暂，这是因为失电触发CMT出口管线上控制阀门失效开启，低温含硼冷却水注入堆芯。而一回路系统压力持续上升，这是由于CMT内冷却水进入一回路系统后被不断加热膨胀。一回路系统压力一直上升到安全阀开启限定值，在很长的一段时间内安全阀反复自动开启和关闭。

图2 PRHRS换热管完好时稳压器压力

冷管段高温流体从CMT箱体顶部压力平衡管道进入，箱内低温流体从底部管道注入堆芯，CMT一直保持充满的状态，即一直以水循环模式运行。CMT内流体初始为安全壳大气环境温度，事故后其温度逐渐上升，箱内流体与一回路流体的密度差减小，自然循环效应减弱，从而导致CMT注入流量逐渐减小(图4)。由于CMT注入流量逐渐减小，而堆芯余热大于PRHRS换热，在约3 000 s后，堆芯流体温度有所上升。当CMT箱内所有流体的温度上升至与冷管段温度接近后(约7 000 s)，CMT终止注入。

图3 PRHRS换热管完好时堆芯流体峰值温度

图4 CMT1注入流量及箱内冷却水温度

CMT注入终止后，PRHRS仍进行流量稳定的自然循环和对流换热(图5)，一回路系统热量仍可被不断移出至IRWST，后续一回路系统逐渐进入相对稳定的热停堆状态。

假如后续的热移出通道(IRWST冷却水蒸发→水蒸气在钢制安全壳内壁面冷凝及对流→钢制安全壳外壁面喷淋)能正常执行功能，则反应堆系统可在很长时间内维持相对安全的状态。

3.2 1根PRHRS换热管双端断裂

事故瞬态计算前同样先进行100 s的稳态计算，100 s时事故发生，同时1根PRHRS换热管发生双端断裂。模型中增加1个与原PRHRS换热管管型部件并联的管型部件，用来模拟发生双端断裂的1根PRHRS换热管，用两个阀门分别连接断裂端口至IRWST，阀门截面积等于换热管截面积(0.013 55 cm2)。

图5 PRHRS换热管完好时堆芯余热和PRHRS换热

根据事故后一回路系统压力的变化，可将整个事故后进程划分为3个阶段。

图6 1根PRHRS换热管双端断裂时稳压器的压力

第1阶段为7 000 s前的降压阶段，事故初始由于反应堆停堆、PRHRS破口喷放，一回路系统迅速降压，其瞬态过程类似于小破口事故。参考AP1000小破口事故的研究，可将此阶段划分为3个子阶段(图6)：喷放阶段、自然循环阶段和再降压阶段[7]。喷放阶段，由于破口处的质量和能量流失，一回路系统快速降压。自然循环阶段，堆芯流体首次达到饱和温度，上腔室和热管段闪蒸，堆芯顶部空泡份额增大(图7)，此阶段主要依靠CMT(图8)和PRHRS(图9、10)中自然循环进行降温和降压[8]。再降压阶段，PRHRS中流体空泡份额增大，导致其破口排放能量增大，一回路系统降压至安注箱设定值，安注箱内低温含硼水向堆芯注入，这些因素致使系统快速降压。

图7 堆芯出口和PRHRS破口处空泡份额

图8 CMT1注入流量及其液位

图9 PRHRS入口流量

第2阶段为7 000～14 000 s，这段时间是压力相对稳定的阶段。堆芯流体在该阶段为饱和状态，堆芯出口空泡份额约为0.06。CMT从水循环模式逐渐转换到蒸汽替代模式，其液位逐渐下降(图8)。一回路压力、一回路系统装量、活性燃料区坍塌液位(图11)、破口流量(图12)、堆芯流体温度(图13)在这段时间内相对稳定。按正常AP1000小破口事故进程(小破口发生后1E级直流电源可用)，随着CMT持续注入，其液位降至67.5%时会触发ADS系统启动，对一回路系统实施主动降压，最终导致IRWST注入和地坑循环注入。但在福岛核事故情况下由于失去所有1E级直流电源，ADS系统的1～3电动阀和第4级爆破阀不能正常开启，IRWST注入和地坑循环注入不能正常运行，不能建立稳定的长期冷却循环。

图10 1根PRHRS换热管双端断裂时堆芯余热和PRHRS换热

图11 活性燃料区坍塌液位

第3阶段为14 000 s以后的降压阶段，此阶段开始的标志是CMT的排空。在第2阶段，两个CMT注入量之和约等于PRHRS破口排放量，一回路系统装量维持相对稳定。一旦CMT排空，无补充水源进入一回路系统，而PRHRS由于自然循环继续运行，其破口继续排放，这将会导致一回路系统装量减少，从而造成堆芯空泡份额增加和堆芯液位下降。在福岛核事故条件下，不能建立稳定的长期冷却循环，堆芯热量不能被有效移出，燃料将会持续升温、裸露，然后进入严重事故阶段。

图12 PRHRS破口流失流量

图13 1根PRHRS换热管双端断裂时堆芯流体峰值温度

4 总结与建议

AP1000核电厂在发生类似福岛核事故的始发事件后72 h内，如果一回路系统边界未损坏，不需任何人为干预，仅依靠CMT和PRHRS，能顺利进入热停堆状态；但如果一回路系统边界发生破损，由于ADS和IRWST失效，反应堆系统不能顺利进入长期冷却循环阶段，将在5 h内进入严重事故状态。

在强地震情况下，PRHRS的失效将导致严重的事故后果。有必要对PRHRS加以改进或增加保护措施，增强其抵御极端地质灾害的能力。

为提高AP1000非能动安全系统在福岛核事故条件下的安全可靠性，有必要加强蓄电池保护，以保证保护和监测系统正常运行、非能动安全系统正常启动，确保反应堆系统顺利进入长期冷却阶段。

参考文献：

[1] USNRC. Westinghouse AP1000 technology manual[R]. America: USNRC, 2005.

[2] Westinghouse Electric Company LLC. AP1000 design control document, revision 14[R]. America: Westinghouse Electric Company LLC, 2005.

[3] IAEA. Technical feasibility and reliability of passive safety systems for nuclear power plants, IAEA-TECDOC-920[R]. Austria: IAEA, 1996.

[4] IAEA. Safety related terms for advanced nuclear plants, IAEA-TECDOC-626[R]. Austria: IAEA, 1996.

[5] ENSREG. EU stress tests specifications[R]. European: European Nuclear Safety Regulators Group, 2011.

[6] IAEA. International fact finding expert mission of the Fukushima Dai-Ichi NPP accident following the great east Japan earthquake and tsunami[R]. Austria: IAEA, 2011.

[7] WANG W W, SU G H, QIU S Z, et al. Thermal hydraulic phenomena related to small break LOCAs in AP1000[J]. Progress in Nuclear Energy, 2011, 53: 407-419.

[8] YANG J, WANG W W, QIU S Z, et al. A simulation and analysis on 10-in cold leg small break LOCA for AP1000[J]. Annals of Nuclear Energy, 2012, 46: 81-89.