大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

石兴伟，兰 兵，靖剑平，高新力，毕金生，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)



大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

石兴伟，兰 兵，靖剑平，高新力，毕金生，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

应用MELCOR 2.1程序，建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型，并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致，分析表明：MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信；部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力，防止高压熔堆，缓解了堆芯熔化进程，从而验证了非能动安全设施的有效性。

MELCOR；严重事故；DVI；IRWST；大功率非能动压水堆

大功率非能动压水堆核电厂初步设计是在AP1000技术引进消化吸收基础上，结合AP1000依托项目和自主化设计项目的设计经验进行再创新，在AP1000基础上提升了功率，并对反应堆冷却剂系统、专设安全设施、主要核岛辅助系统和主设备以及核岛厂房布置等进行了重新设计和系统性的优化，进一步提高了核电厂的安全性和经济性。

根据AP1000最终安全评价报告(FSER)及近几年相关研究，在导致堆芯损坏的事故序列中，直接注水管线(DVI)之一出现破口叠加内置换料水箱(IRWST)注入失效事故对堆芯损毁贡献最大。[1-4]因此，根据中破口和小破口划分依据，即破口面积低于主管道截面积2%的破口面积作为小破口，选取了大功率非能动压水堆核电厂DVI管5.08cm小破口叠加IRWST失效触发严重事故为研究对象。国内首次采用美国NRC授权的MELCOR 2.1.4206程序在SNAP(Symbolic Nuclear Analysis Package)平台建立系统模型，计算分析了事故序列和计算结果，总体验证了严重事故模型的稳定性和安全设施的可靠性。

1 严重事故计算分析软件介绍

严重事故的计算分析软件MELCOR为美国桑地亚国立实验室(SNL)为美国核管会(NRC)开发的第二代系统性程序，该程序主要用于模拟轻水反应堆事故进程分析[5]。针对压水堆和沸水堆核电厂，MELCOR程序都能对其严重事故现象进行分析。本次使用的是NRC技术转让于核与辐射安全中心的MELCOR 2.1.4206程序版本，其包括裂变产物源项和其敏感性与不确定性的评价。

SNAP是由NRC资助开发的图形化分析程序包，用于创建和编辑工程分析软件的输入、提交计算申请、过程监视以及程序之间的相互调用[6]。该程序目前可以支持CONTAIN、COBRA、FRAPCON-3、MELCOR、PARCS、RELAP5、RELAP3D和TRACE等分析程序。SNAP提供便捷的模型选择，水力部件、热构件、控制部件都有专门的模块进行模拟，可提供便捷的节点划分功能，并且方便地展示计算结果。该程序可以大大简化程序人员的输入操作，其友好的用户界面和方便操作流程更便于计算过程监视和结果分析，提高了事故分析的效率。SNAP程序在美国等核电发达国家已逐渐开始应用，但在我国的核电设计和安全审评中鲜有应用。

本次计算使用SNAP程序链接MELCOR程序共同完成，SNAP负责图形化模型建立和结果可视化处理，MELCOR程序用于严重事故的计算。

2 计算模型

如图1所示，利用SNAP图形化建立了大功率非能动压水堆核电厂一、二回路系统模型和专设安全设施模型。其中，一回路主要包括压力容器、两台蒸汽发生器、稳压器、稳压器波动管、四台主泵、四条冷管段、两条热管段。二回路系统包括主给水系统、启动给水系统、主蒸汽隔离阀、蒸汽发生器安全阀、汽轮机等。专设安全设施模型包括两台堆芯补水箱(CMT)、两台安注箱(ACC)、两条IRWST重力注射管线、两条再循环管线、两条堆腔淹没管线、自动卸压系统(ADS)第1级至第4级阀门、非能动余热排出(PRHR)系统、非能动安全壳冷却系统(PCS)等。

图1 SNAP图形化系统建模Fig.1 Symbolic Nodalization of the Systems with SNAP

下腔室和堆芯燃料组件节点划分如图2所示。堆芯及下腔室在轴向上分成15层节点，其中下腔室占1层节点，堆芯支撑板1层节点，活性区为11层，燃料元件的上下管座各占1层；径向共分成7环，分别包含燃料组件5个、16个、24个、32个、32个、40个、44个。

图2 堆芯轴向和径向节块划分Fig.2 Nodalization of Ring & Axial Direction

安全壳节点划分详见图3，共包含12个控制容积和30个流道，由蒸汽发生器(SG)隔间(两个控制体)、CMT隔间、堆腔、IRWST、上部隔间、非能动堆芯冷却系统(PXS)隔间(两个控制体)、化容系统隔间、PCS穹顶、压力容器外冷却通道(两个控制容积)组成。

图3 安全壳节块划分Fig.3 Nodalization of Containment

3 事故假设

事故缓解措施失效假设如表1所示，事故始发时反应堆100%额定功率下稳态运行。DVI管线在0s发生5.08 cm小破口，PRHR启动失效；在“S”信号发出后延迟5 s，其中一台CMT启动，通过非破口DVI管线将冷却水注入堆芯，同时主泵停转；在CMT液位及主回路压力降低到ADS1～4级阀门开启阈值时，阀门正常开启；IRWST重力注射管线和再循环管线启动失效。

表1 事故缓解措施失效假设Table 1 Failure Assumption of Accident Mitigating Measurements

4 程序计算与结果讨论

首先，对模型进行稳态调试，主要针对主回路和二回路关键参数，如反应堆功率、主回路压力、稳压器水位和二回路蒸汽流量等。稳态值都能够很好地与设计值相吻合，其中，稳态值参数误差在1%以内，满足程序模拟偏差范围。

4.1 事故序列对比

由于MAAP程序主回路系统控制体固化，不需要程序使用者进行更细层次的控制体划分；而MELCOR控制体划分则依赖于程序使用者的使用经验，因此控制体的划分存在一定差异，但对通过对回路参数分析发现影响较小。

如表2所示，通过对比事故序列得知：关键的事故现象出现的先后次序基本一致，发生时间略有差异。如图4～图5所示，随着主回路系统(RCS)压力下降，一列CMT开启，对堆芯进行安注。计算结果中安全设施ADS的启动略晚于MAAP的计算结果，导致堆芯熔化和熔融物开始向反应堆下腔室迁移的时间略早于MAAP计算结果。由设计基准事故进入严重事故序列后，程序计算结果依赖于现象采用的模型和关系式，计算结果存在较大的不确定性。

表2 事故进程对比Table 2 Comparison of Accident Scenarios

图4 RCS压力Fig.4 RCS Pressure

图5 CMT液体质量Fig.5 CMT Liquid Mass

4.2 结果分析

4.2.1 破口喷放分析

图6 破口质量释放Fig.6 Mass Release from Break

如图6所示，破口发生后，大量液相冷却剂从破口处喷放，随后是两相喷放，持续时间为1500s左右。冷却剂的喷放导致一回路水装量急剧下降，一台CMT启动后，堆芯液位略微维持一段时间；由于另外一台CMT、两台ACC和IRWST重力注入全部失效，混合水位逐渐下降为0 m，如图7所示，压力容器混合水位的变化曲线和MAAP一致。

图7 压力容器混合水位Fig.7 Swollen Water Level in Vessel

4.2.2 堆芯熔化分析

利用SNAP图形化模拟堆芯熔化进程，如图8所示。堆芯熔化过程包含包壳氧化、熔渣形成、熔渣向下迁移、熔池形成、支撑板熔穿等过程，8000 s左右形成稳定熔池。

如图9所示，堆芯包壳氧化累计产生氢气总量MELCOR计算值385 kg高于MAAP计算值257 kg，这是由于锆合金包壳氧化公式不同。T<1853 K时，MELCOR计算采用Urbanic-Heidrick氧化公式，MAAP计算采用Baker-Just氧化公式，前者在此温度范围会高估了氧化速度[7]；由图7可知，MELCOR计算得到堆芯裸露时间早于MAAP，即氧化时间发生稍早；与此时冷却剂被蒸干的耗时较长，增加了包壳材料的氧化过程时间。

图8 堆芯熔化进程模拟Fig.8 Simulation of Core Melt Progression

图9 累计氢气产量Fig.9 Accumulated Hydrogen Production

由堆芯燃料、控制棒、格架等构件碎片及其氧化物形成的堆芯熔融物跌落进入下腔室内部，下封头熔融物温度开始上升，如图10所示，MAAP和MELCOR计算结果同时表明：由于堆腔淹没，下封头外部的冷却会使熔融物温度随时间逐渐降低，从而达到熔融物滞留的效果。

图10 下封头熔融物温度Fig.10 Debris Temperature in Lower Plenum

4.2.3 堆腔淹没分析

破口发生后，化容系统隔间与堆腔之间设有常开流道，喷放的冷却剂部分冷凝后进入堆腔，堆腔水位缓慢上升；ADS 4阀门开启后，堆芯出口温度到达650 ℃并延迟20 min，堆腔淹没管线阀门开启，如图11和图12所示，IRWST液位下降，堆腔液位上升速度有明显加快。由于设置的IRWST初始液位不同，在 0 s 时刻存在差异。

图11 IRWST液位Fig.11 Liquid Level in IRWST

图12 堆腔液位Fig.12 Liquid Level in Cavity

4.2.4 PCS响应分析

安全壳内部压力变化由喷放的冷却剂带入的热量和PCS喷淋液体蒸发吸收的热量决定。建模过程中采用流量跟踪模型来模拟PCS的功能。如图13所示，喷放的冷却剂携带大量的热量造成安全壳内部压力急剧上升；堆芯功率的急剧下降及钢壳外表面的喷淋，安全壳压力逐渐下降，最后两者稳定在一个定值。MELCOR计算值与MAAP趋势总体一致，压力峰值为0.33MPa高于MAAP的0.29 MPa，MELCOR计算更为保守。图14所示为具有代表性的源项CSI的安全壳内释放份额，MELCOR计算值与MAAP计算值一致，为0.778，总体趋势吻合较好。

图13 安全壳压力Fig.13 Containment Pressure

图14 安全壳内CSI释放份额Fig.14 Release Fraction of CSI in Containment

5 结论

针对选取的DVI管5.08 cm小破口叠加IRWST失效触发严重事故序列，利用SNAP图形化建模平台建立了大功率非能动压水堆核电站系统模型，首次使用MELCOR 2.1模拟了事故进程，并将模拟结果与MAAP计算结果对比分析。分析结果表明：

(1) 主要系统设备的热工参数趋势表现一致，吻合较好，说明MELCOR 2.1新版本计算结果可信；

(2) ADS 1～4阀门开启有效地降低了主回路压力，减小了高压熔堆的风险；

(3) 堆腔淹没功能有效地导出下封头熔融物的衰变热，实现了熔融物堆内滞留；

(4) 包壳氧化产氢量和安全壳压力略高于MAAP计算值，这是由于MELCOR采用的计算关系式和氧化时间不同。

事故工况无压力容器熔穿现象，安全壳能够保持完整，放射性裂变产物释放量低，说明了安全设施能够有效缓解事故进程，降低事故后果放射性风险。

[1] Nuclear Regulatory Commission. Final Safety Evaluation Report for AP1000 Related to Certification of the AP1000 Standard Design,Chapter 19[R]. Washington D.C: NRC, 2004.

[2] 赵国志,曹欣荣,石兴伟. DVI管线中小破口叠加IRWST失效引发严重事故的ERVC研究[J]. 核安全,2014,13(1): 59-63.

[3] 乔雪冬,王昆鹏,靖剑平,等. AP1000核电厂直接注射管线双端断裂小破口失水事故计算[J]. 核科学与工程,2015,35(2): 306-313.

[4] 陈耀东. AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析[J].原子能科学技术,2010,44: 242-247.

[5] Sandia National Laboratories. MELCOR Computer Code Manuals Vol.2: Reference Manuals [R]. NUREG /CR-6119,Vol. 2,Rev. 2,SAND2000-2417/2,2000.

[6] Applied Programming Technology Inc. Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual[R]. April 2007.

[7] 石兴伟,曹欣荣,赵国志. 轻水反应堆严重事故包壳氧化仿真模型评估[J].计算机仿真,2014,31(4):127-131.

Analysis of Severe Accident Initiated by DVI Break Coupled with IRWST Failure for Large Power Passive PWR

SHI Xing-wei,LAN Bin,JING Jian-ping,GAO Xin-li,BI Jin-sheng,ZHANG Chun-ming

(Nuclear and Radiation Safety Center,MEP,Beijing 100082,China)

The thermal-hydraulic models of main loop system and containment compartments had been built using MELCOR 2.1 code for Large Power Passive PWR. And by this code,calculations of severe accident scenarios initiated by DVI pipe small break with failure of Internal Refueling Water Storage Tank (IRWST) had been performed. The calculation results matched well with the results calculated by MAAP 4.04 code. The analysis results showed that: (1) the simulation results of severe accidents using MELCOR 2.1 code are reasonable and reliable; (2) the successful operation of parts of passive engineering safety features triggers the depressurization of the primary loops effectively,reduces the risk of high-pressure core melt,mitigates the melt progression in the core region,and validates the effectivity of the passive engineering safety features.

MELCOR；Severe accident；DVI；IRWST；Large power passive PWR

2016-11-20

国家科技重大专项项目资助(2013ZX06002001)，国家科技重大专项项目(2015ZX06002001)

石兴伟(1985—)，男，山东菏泽人，工程师/博士，现主要从事严重事故安全分析研究工作

靖剑平：jingjianping@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2017)03-0348-07