压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

邵 舸，佟立丽，曹学武

（上海交通大学机械与动力工程学院，上海200240）

核电厂发生高压熔堆严重事故后，压力容器下封头失效时高温堆芯熔融物将喷射到堆腔中，称为高压熔喷（HPME）［1］，导致安全壳大气被加热，安全壳结构完整性受到威胁，称为安全壳直接加热（DCH）［2］。为避免DCH发生，通常采取手动打开稳压器安全阀实施一回路卸压策略。然而在一回路卸压策略实施过程中，稳压器安全阀要保持长时间开启状态，高温蒸汽持续流经安全阀，对安全阀的机构造成影响，有发生高温失效的风险［3］。为保证一回路卸压策略的实施，OLKILUOTO 1＆2号机组对卸压阀进行了改造确保阀门在严重事故工况下保持常开状态［4］，Yonggwang 3＆4以及Ulchin 3＆4机组增加安全卸压系统（SDS）以实施卸压［5］，EPR堆额外设置了两列冗余严重事故卸压阀（Severe Accident Depressurization Valve，SADV），按照严重事故管理导则当堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动开启SADV［6］。严重事故卸压阀由直流供电的卸压阀（球形阀）与隔离阀（闸阀）组成。每列严重事故专用卸压阀（正常运行时关闭）的卸压能力为17.6bar下饱和蒸汽量为900t／h，与三列安全阀总的卸压能力相似（3×300t／h）［7］。参考EPR堆型，在新建的二代加改进压水堆核电厂中拟增加严重事故卸压阀在严重事故时对一回路进行快速卸压。本文以我国百万千瓦级压水堆核电厂作为对象，选取典型的高压熔堆严重事故序列，应用机理性程序建立电厂模型，对严重事故卸压阀的快速卸压能力进行分析。

1 事故序列计算分析

根据相关PSA报告以及美国核管会（USNRC）关于重要严重事故序列的选取准则［8］，选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效（TMLB′），一回路管道小破口（SBLOCA），丧失主给水事故（LOFW）序列，针对严重事故卸压阀（SADV）是否动作进行分析，具体假设条件见表1。

百万千瓦级核电厂分析模型如图1所示。该模型包括一回路系统及相关的二回路系统。一回路系统由三个环路组成，包括压力容器，稳压器，蒸汽发生器，主泵，主管道和中压安注，其中285节点模拟SADV。二回路主要简单模拟主蒸汽管线，主给水，辅助给水以及汽轮机。

表1 严重事故序列假设Table 1 Assumptions for severe accident sequences

图1 电厂模型节点图Fig.1 Node of nuclear power plant model

1.1 SADV不开启事故序列计算分析

表2给出了三条事故序列在SADV不开启时的关键进程点。假定0s事故发生，蒸汽发生器由于丧失给水，水位不断下降直至水完全被蒸干（图2（a）），无法及时导出主系统热量，导致一回路压力上升。假设稳压器安全阀有效不发生故障，所以压力在安全阀整定值附件波动（图2（b））。假设高低压安注失效，同时一回路压力并未降至中压安注整定值，导致堆芯逐渐裸露（图2（c）），堆芯温度迅速上升（图2（d）），随着堆芯温度的不断升高，堆芯开始熔化，下封头内开始出现熔融池（图3（a）），直至堆芯坍塌到下封头时，熔融池高度迅速增加，当压力容器下封头由于熔融物的加热蠕变失效时，一回路压力为16.5MPa。

图2 SADV不开启时各事故中蒸汽发生器二次侧水位（a），一回路压力（b），压力容器水位（c），堆芯最高温度（d）的变化Fig.2 Secondary water level of SG（a），RCS pressure（b），water level of RPV（c），highest core temperature（d）in various accidents without opening of SADV

图2 SADV不开启时各事故中蒸汽发生器二次侧水位（a），一回路压力（b），压力容器水位（c），堆芯最高温度（d）的变化Fig.2 Secondary water level of SG（a），RCS pressure（b），water level of RPV（c），highest core temperature（d）in various accidents without opening of SADV

图3 SADV不开启时下封头内熔融池高度（a），SADV开启时下封头内熔融池高度（b）Fig.3 Molten pool height in lower head of RPV without opening of SADV（a），molten pool height in lower head of RPV with opening of SADV（b）

1.2 SADV开启事故序列计算分析

表2给出了3条事故序列在SADV开启时的关键进程点。假定0s事故发生后，按照严重事故管理导则，堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动开启SADV。随后由于冷却剂从SADV大量排出（图4（a）），一回路压力急剧下降（图4（b）），当一回路压力下降到安注箱的开启整定值时，中压安注投入（图4（c）），一回路冷却剂得到补充，压力容器水位开始上升（图4（d））。随着安注箱排空，压力容器水位在短期上升后逐渐下降，堆芯熔化不可避免。堆芯坍塌到下封头时熔融池高度迅速增加（图3（b）），由于中压安注投入堆芯开始熔化及坍塌到下封头的时间都有延迟。当压力容器下封头蠕变失效时，一回路压力均小于1.38MPa。

2 事故序列对比分析

根据美国核管会（NRC）的报告压力容器下封头失效时反应堆冷却剂系统与安全壳之间的压差可以作为衡量安全壳直接加热（DCH）预防与缓解效果的标准，当该压差小于1.38MPa时，就可以认为不会发生安全壳直接加热（DCH）后果［9］。表2为TMLB′，SBLOCA以及LOFW事故序列主要进程。如果操纵员不手动开启SADV，当压力容器下封头失效时一回路压力为16.5MPa，有发生高压熔喷与安全壳直接加热的风险，而开启SADV后压力容器下封头失效时一回路压力均小于1.38MPa，可以有效防止高压熔喷与安全壳直接加热现象的发生。

图4 SADV开启时各事故中一回路压力（a），阀门流量（b），压力容器水位（c），中压安注流量（d）的变化Fig.4 RCS pressure（a），flow rate through SADV（b），water level of RPV（c），flow rate of accumulator（d）in various accidents with opening of SADV

表2 典型事故序列进程Table 2 Progress of typical accident sequence

3 卸压阀面积影响分析

选取丧失主给水事故其他条件保持不变，采用阀门面积为4.8×10-3m2的卸压阀，分析阀门面积对计算结果影响。与阀门面积8.71×10-3m2相比，SADV打开时间相同，但阀门排放流量减小（图5（a）），压力容器最终在19 050s时发生蠕变失效，此时一回路压力为0.31MPa，满足了卸压的要求（图5（b））。阀门面积变小使得阀门排放流量减小，一回路压力下降得更为缓慢，中压安注投入时间延迟，堆芯熔化及下封头熔穿的时间也相应延迟，下封头失效时的压力增加了0.13MPa。

图5 SADV不同面积下流量（a），一回路压力（b）Fig.5 Flowrate of SADV（a），RCS pressure（b）with different SADV area

4 结论

参考EPR堆型，在新建的二代加改进压水堆核电厂中增加严重事故卸压阀在严重事故时对一回路进行快速卸压。选取TMLB′，SBLOCA，LOFW三条典型高压熔堆事故序列进行计算分析，结果表明如果操纵员不手动开启严重事故卸压阀，三条事故序列均有发生高压熔喷与安全壳直接加热的风险；当根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀后，可有效降低反应堆主回路系统的压力，防止高压熔喷与安全壳直接加热现象的发生。同时SADV阀门面积减小将延迟下封头失效时间，下封头失效时RCS压力会有所增加，在所分析的工况下，仍然能够满足RCS的卸压要求。

［1］ Hanson D.J.Depressurization as an accident management strategy to minimize the consequences of direct containment heating［R］.NUREG／CR-5447，USA：NRC，1990.

［2］ Brownson D.A.Intentional depressurization accident management strategy for PWR［R］.NUREG／CR-5937，USA：NRC，1993.

［3］ Zhang K.，Cao X.W.，Deng J.，et al.Evaluation of intentional depressurization strategy in Chinese 600 MWe PWR NPP［J］.Nuclear Engineering and Design.2008，238：1720-1727.

［4］ Heikki Sjovall.Severe accident management in Olkiluoto 1and 2［C］／／OECD workshop on the implementation of severe accident management measures.PSI-Villigen，Switzerland，2001.

［5］ Kwon Y.M.，Lim H.S.，Song J.H.Design options for safety depressurization system［J］.Nuclear Engineering and Design.1998，179：287-296.

［6］ Francois Bouteille，Garo Azarian，Dietmar Bittermann，et al.The EPR overall approach for severe accident mitigation［J］.Nuclear Engineering and Design.2006，236：1464-1470.

［7］ Azarian G，Gandrille P，Gasperini M，et al.Severe accident analysis to prevent high pressure scenarios in the EPR［C］／／Proceedings of ICAPP′10.San Diego，California USA：Curran Associates，2010：1189-1200.

［8］ USNRC.Individual plant examination for severe accident vulnerabilities［R］.10CFR 50.54（f），USA：NRC，1988.

［9］ USNRC.Severe accident risks：an assessment for five U.S.nuclear power plants［R］.NUREG-1150，USA：NRC，1990.