CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

陈艺芬，黄志翱，郑剑香，缪惠芳

(厦门大学能源学院，福建 厦门 361102)

2011年日本福岛核事故给全世界的核电人敲响了一记警钟[1].该严重事故发生后，核安全被重新评估和定义，我国国家核安全管理局也要求目前正在运行和在建的核电站必须提高严重事故缓解能力[2].与此同时,严重事故管理导则(SAMGs)的有效性及适用性验证成为我国核电发展的一大研究热点，另外，也有必要对不同工况下SAMGs的严重事故缓解策略进行深入的分析[3].

SAMGs不同于一般的事故应急处理规程，它是在严重事故下用于主控室和技术支持中心的可执行文件，提供了堆芯可能损坏情况下对于严重事故的响应，执行条件为：当堆芯出口温度大于650 ℃且执行相应的事故应急处理规程时，堆芯无法成功冷却.近年来，世界各国的研究人员对现有的SAMGs进行了大量的验证工作.为了充分保证堆芯的冷却，对一回路进行卸压和注水是最常用和最重要的策略[4-5].

2011年Chatterjee等[6]验证了VVER-1000核电站在高压和低压严重事故序列下的一回路和二回路注水策略，得出向蒸汽发生器注水并不足以阻止堆芯恶化的结论.2012年Song等[7]发现韩国SAMGs在冷却熔融堆芯方面的不足，并提出了3种SAMGs的改进方案.2015年Park等[8]则对反应堆主系统和蒸汽发生器采用消防车应急注水的严重事故管理策略进行了评估，认为该策略对长期全厂断电可行，但对短期全厂断电可能无效.2016年Park等[9]分析了核电站长期全厂断电下的严重事故管理策略，详细研究了卸压与注水的影响.然而，这些研究往往只关注被美国核管理委员会列为先进反应堆后果分析基本序列的事故，如全厂断电、管道破口、丧失主给水等[10].而全厂断电叠加小破口失水等超设计基准事故的现象往往比较复杂，影响因素众多，在实施一回路卸压和注水策略时会产生很大的不确定性[11-12].

在开展严重事故的缓解工作时，需要按照SAMGs的具体要求采取相应的缓解措施.就一回路而言，如果压强大于1.9 MPa，则首先应该对一回路进行卸压;如果卸压之后堆芯出口温度仍然大于预设值，则需要继续对一回路进行注水以维持堆芯冷却.核电站在严重事故下的堆芯注水策略主要有内部注水和外部注水两种方式[12].内部注水是指利用核电站内已有的水源及水泵向反应堆内注水，如应急堆芯冷却系统中的安注箱、高低压安注泵、上充泵等;外部注水则指利用厂外备用的水泵向反应堆内注水，如消防水车、移动式的柴油泵等，通常采取将外部注水接口与堆芯应急冷却系统管道相连并接入外部水源的方式.在某些特殊的事故序列下(如福岛核事故)，核电站内的高低压安注泵和上充泵都失去电源无法工作，因此只能借助非能动的安注箱进行内部注水;但由于安注箱的储水量有限，无法实现长期的堆芯冷却，所以外部注水对于严重事故的缓解就显得尤为重要;而且相对于其他复杂的缓解措施，外部注水的原理简单，成本低，可行性高，且效果好，因此受到了广泛的重视.

图1 CPR1000反应堆一回路节点图Fig.1 Nodalization of CPR1000 reactor primary system

然而，由于事故下核电站的厂外条件十分复杂，所以外部注水方式的准备及建立工作往往需要一定的时间，而这一时间很大程度上依赖于厂外条件、日常训练以及操作员的熟练程度，具有很大的不确定性.针对这种情况，目前的SAMGs并没有给出具体的指导意见，而是仅仅依靠操作员的经验和临场判断，因而存在非常大的人因风险，不利于实际事故缓解工作的开展.因此，对外部注水策略，如卸压速率、注水时间、注水流量等因素在各种工况下的应用方式进行详细分析具有十分重要的意义.

本研究选取全厂断电叠加小破口失水事故为基础事故序列，运用模块化严重事故分析程序对CPR1000核电站中的外部注水策略进行了敏感性分析：首先，对基础事故序列的相关现象及事故进程进行描述，在此基础上对外部注水前的一回路卸压策略进行敏感性分析并得出不同情况下的最佳卸压策略；其次，在采用最佳卸压策略的基础上，详细分析采取外部注水策略时不同外部注水时间、不同流量对于事故缓解的影响；最后，提出一种优化的、便于操作员运用的外部注水策略以提高严重事故缓解的效率.

1 模型和假设

1.1 模型介绍

CPR1000核电站是我国在引进、消化和吸收国外先进核电技术的基础上，结合自身20多年来的运行经验和自主创新开发出的一款主流商用压水堆[13].本研究所使用的模块化严重事故分析程序是目前用于轻水堆核电站严重事故分析的主流软件之一，可对严重事故发展的全过程进行模拟计算及量化分析，其中包括事故后一回路的响应、安全壳的状态以及裂变产物释放情况等[14]，借助该程序对CPR1000核电站进行建模，主要节点划分如图1所示.CPR1000核电站的稳压器上设有3个并联的安全卸压阀，它们在一回路的压强超过其设定值(分别为16.6，17.0和17.2 MPa)后会自动开启，以达到卸压的目的[15].CPR1000核电站共设有3个安注箱，在一回路压强低于4.235 MPa时安注箱会自动启动，将冷却剂注入每个环路的冷管段中，安注箱的总储水量为99.6 t.而外部注水则通过连接消防水车与完整环路冷管段的方式建立，假设外部注水水源充足，消防水车可在一回路压强低于1.8 MPa时提供100 kg/s以内可控流量的冷却剂[11].

1.2 基本假设

本研究以全厂断电叠加小破口失水事故为基础事故序列，对卸压策略、外部注水时间和外部注水流量进行敏感性分析，在分析过程中不对二回路进行任何的人为干预，并假设外部注水的水源充足.在模拟过程中，压力容器失效后即停止计算.其中基础事故序列的假设如下：1) 0 s时发生全厂断电事故；2) 0 s时一回路破损环路的冷管段发生面积为20 cm2的小破口[11]；3) 无外部注水；4) 无人为干预.在完成基础事故序列分析后，执行外部注水策略并进行分析.

2 结果与讨论

2.1 基础事故序列分析

通过模块化严重事故分析程序计算得到的主要事故进程如表1所示.

事故发生后，反应堆紧急停堆，堆芯功率下降，同时由于冷管段存在破口，所以一回路压强在前200 s 内急剧下降(图2(a))，一回路内的冷却剂出现闪蒸现象，产生的蒸汽聚集在压力容器上方，从而在一段时间内阻止一回路压强继续下降;但随着冷却剂的不断流失，压力容器内的水位逐渐降低.当冷却剂水位降至冷管段破口高度以下时(1 811 s)，压力容器内聚集的水蒸汽迅速从破口流出，导致一回路压强陡然下降(图2(a));一段时间后，通过破口流出的蒸汽与堆芯产生的蒸汽达到平衡，一回路压强不再下降并维持在8.2 MPa左右.随着冷却剂的不断蒸发，堆芯在3 670 s时开始裸露(图2(b))，此时由于堆芯裸露冷却不足，所以堆芯最高温度由于衰变热不断上升(图2(c))，裸露的堆芯直接加热压力容器上方的蒸汽加剧了冷却剂的蒸发流失，所以一回路压强开始下降(4 000 s左右)，堆芯最高温度持续上升.当燃烧包壳温度上升至1 204 K 时(5 264 s)，包壳开始失效，当堆芯最高温度上升至2 500 K时(5 380 s)，堆芯开始熔毁(图2(c)).

表1 基础事故序列的主要事故进程

注：N/A表示该事件在计算时间内未发生，下同.

如图2(a)所示，5 612 s时一回路压强下降至安注箱压强以下(低于4.235 MPa)时，安注箱启动，压力容器内的水位出现回升(图2(b))，安注箱水量开始减少(图2(d)).可以看到，安注箱的启动虽然可以保证堆芯下部的冷却，但是无法淹没全部的堆芯活性区(图2(b)).在11 000 s左右，由于堆芯上部的熔融物掉落至下部与冷却剂发生反应，所以压力容器内部分冷却剂的蒸发使得一回路压强出现一个小峰值(图2(a))，该峰值随着水蒸气的流失而逐渐消失.由于这段时间内一回路压强大于安注箱压强，所以安注停止，安注箱水量不变(图2(d))，相应地，压力容器的肿胀水位也会有一个坡度的下降(图2(b)).如图2(a)和(d)所示，15 228 s时压力容器内下支撑板失效(表1)，熔融物掉落至下封头，与下封头内冷却剂反应生成大量水蒸气，使得一回路压强上升，安注箱也由于一回路压强太高而停止运作，此时安注箱内还留有大量的冷却剂.由于安注箱无法继续运作，所以堆芯全部裸露并失去冷却能力，最终压力容器在21 498 s时失效(表1).

上述基础事故序列的分析表明，如果不采用SAMGs中相关的事故缓解策略，仅靠一回路内部注水无法使堆芯得到足够的冷却，压力容器会在压强大于1.9 MPa的情况下失效，可能会造成高压熔融物喷射和安全壳直接加热等现象，最终导致安全壳失效，放射性物质外泄.

图2 基础事故序列下一回路和安注箱的压强(a)、压力容器肿胀水位(b)、堆芯最高温度(c)和安注箱水量(d)Fig.2 Primary system pressure and accumulator pressure (a),swelling water level in pressure vessel (b), the highest core temperature (c) and water mass of accumulator (d) for basic accident sequence

2.2 一回路外部注水策略分析

2.2.1 外部注水前的卸压策略

由基础事故序列的分析可知，由于一回路压强过高，如果不人为采取卸压策略，那么便无法执行外部注水操作，所以为了成功建立外部注水，需要人为开启稳压器上的安全卸压阀对一回路进行卸压.卸压速率太大会导致过多的水蒸气通过卸压阀流失，安注箱内冷却剂的利用率下降，堆芯状态恶化；卸压速率太小同样会导致堆芯的冷却能力不足，堆芯大部分熔毁.因此，如何在外部注水建立前尽可能地阻止事故恶化与卸压速率的选取直接相关，合适的卸压策略对于外部注水策略的实施非常重要.

假设操作员按照SAMGs的指示，在堆芯出口温度达到650 ℃时(5 057 s)手动打开安全卸压阀对一回路进行卸压，其主要事故进程如表2所示.

图3为基础事故与开启不同个数安全卸压阀事故情况的对比.可以看出：开启的安全卸压阀个数越多，一回路降压速率越大(图3(a));安注流量也越大，安注箱水量的下降速度越快(图3(b)).另外，只要打开安全卸压阀，安注箱内的冷却剂均能成功注入一回路，与基础事故相比可以带走更多的衰变热.

表2 不同安全阀开启个数下的主要事故进程

注：*表示安全阀开启个数.

图3 不同工况下的一回路压强(a)、安注箱水量(b)、压力容器肿胀水位(c)、堆芯最高温度(d)、堆芯剩余质量(e)和安全壳内CsI的质量分数(f)Fig.3 Primary system pressure (a),water mass of accumulator (b),swelling water level of pressure vessel (c),the highest core temperature (d),residual mass of core material (e) and mass fraction of CsI in containment (f) for different cases

从图3(c)和(d)中可以看出，在开启安全卸压阀的情况下，当安注箱启动且流量不为0时，压力容器肿胀水位与基础事故相比都有所提高，但只有在开启3个安全卸压阀的情况下冷却剂能够重新淹没堆芯，具有最大的瞬时冷却效果，且能够较长时间保持堆芯的完整性.开启2个安全卸压阀则能最长时间保持堆芯的完整性，堆芯发生熔毁的时间最迟(表2).而开启1个安全卸压阀则能使冷却剂尽可能久地淹没堆芯底部，最大程度地保留堆芯的原有结构(图3(e)),但是由于此时的安注流量太小，冷却速度不足，所以会有一部分堆芯先发生熔毁(图3(d)).另外，可以看到在下支撑板失效时(图3(a))，一回路压强会出现一个峰值，这是由于下支撑板失效后，高温熔融物掉落至下封头，与下封头内冷却剂反应生成大量水蒸气，水蒸气会从破口及开启的阀门处泄漏，在开启1个安全卸压阀时，水蒸气泄漏得少，所以其一回路压强峰值会比开启2个和3个安全卸压阀的高.而安全卸压阀的开启会使得安注箱的启动时间提前(表2)，堆芯迅速冷却，堆芯最高温度降低;但随着安注箱内水逐渐耗尽，堆芯温度又会重新上升(图3(d))，最终堆芯熔毁，压力容器失效(表2).

图3(f)为安全壳内CsI质量分数的变化.堆芯开始熔融后，开始产生裂变产物，随后挥发性裂变产物CsI会通过破口和失效的卸压箱释放到安全壳中.可以看到，开启2个或3个安全卸压阀时，CsI的产生时间会延迟，这主要受堆芯熔毁时间的影响(表2).开启2个安全卸压阀时，由于堆芯熔毁的时间最晚，所以裂变产物CsI的产生时间最迟，但产生的CsI总量仅次于开启1个安全卸压阀时产生的CsI总量(计算停止前);而开启3个安全卸压阀的情况下，CsI的产量最少(计算停止前).

由上述分析可得，由于安注箱的储水量有限，所以当不采取外部注水策略时，人为执行卸压策略能在一段时间内延迟堆芯熔融的进程，这对于外部注水策略的实施具有非常大的参考意义.另外，开启3个安全卸压阀可以使一回路以最大的速率降压，并且安注箱以最大的流量对一回路进行注水，这会在短时间内提供最大的冷却效果，但同时也会在最短时间内耗尽安注箱中的冷却剂.开启1个安全卸压阀虽然可以保持冷却剂尽可能久地淹没堆芯底部，在最长时间内保持压力容器的完整性，但是会有一部分堆芯先发生熔毁，并生成挥发性裂变产物.而开启2个安全卸压阀则可以提供一个相对合适的卸压和注水速率，能够最长时间保持堆芯的完整性，延迟堆芯熔毁的时间.

图4 策略1中不同流量下的压力容器肿胀水位(a)、堆芯最高温度(b)、堆芯产生的氢气质量(c)和安全壳水位(d)Fig.4 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2 generated in core (c) and water level in containment (d) for case 1 with different flow rates

因此，若外部注水能在10 ks左右建立，则建议开启3个或2个安全卸压阀，此时堆芯活性区内尚余留部分冷却剂(图3(c))，部分堆芯仍被水淹没，全部堆芯均未发生熔毁(图3(d))，若能成功注水便能避免堆芯继续升温；若首要考虑堆芯的完整性，且外部注水能在16 ks左右建立，则建议先开启2个安全卸压阀；若外部注水无法在27 ks内建立，则建议开启1个安全卸压阀，才能保证在此期间最小程度的堆芯熔毁(图3(d)).

2.2.2 外部注水策略分析

利用2.2.1节的结论，采取合适的卸压方式将一回路压强卸压至消防水车的注入压强(1.8 MPa)，之后对完整环路的一回路冷管段采取外部注水措施.一般在制定严重事故缓解措施时，会建议在成功建立外部注水之后将一回路水位控制在破口高度以下，避免过多的冷却剂流至安全壳;但由于发生严重事故时电厂的实际情况较为复杂，一回路仪器仪表发生故障的概率大，水位示数存在出错的可能(如福岛核事故[16])，所以建议在实际的事故缓解过程中，若不确定反应堆已冷停堆，则不停止外部注水.本研究在不考虑破口高度的前提下，分别假设在3个不同的时间点成功建立外部注水，分析不同外部注水流量在这3种情况下对于事故进程的缓解作用.

1) 策略1：假设外部注水能于事故发生后2.5 h(9 ks)建立，则在堆芯出口温度达到650 ℃时手动开启3个安全卸压阀.在该条件下对比分析注水流量为5，10，20，40和60 kg/s时对于事故缓解的影响.

如图4所示，当外部注水流量大于10 kg/s时，冷却剂可以在短时间内注满堆芯，堆芯得到快速冷却，使得堆芯最高温度均低于熔融温度，可有效防止堆芯熔毁.只要外部注水流量大于5 kg/s，就能有效阻止堆芯熔毁，抑制氢气的产生；而在注水流量为5 kg/s时，由于堆芯活性区无法被全部淹没和充分冷却，所以堆芯上部还是发生了熔融现象，并且生成了大量的氢气.另外，由于冷却水会从一回路破口流至安全壳，所以外部注水在冷却堆芯的同时也会造成安全壳内的水位上升，且注水流量越大，水位上升得越快.因此外部注水流量应取20 kg/s为宜.

2) 策略2：假设外部注水能于事故发生后4.5 h(16.2 ks)建立，则在堆芯出口温度达到650 ℃时手动开启2个安全卸压阀.在该条件下对比分析注水流量为10，20，40，60和80 kg/s时对于事故缓解的影响.

如图5所示，当外部注水流量不小于40 kg/s时，冷却剂可以在短时间内注满堆芯，使堆芯得到快速冷却，有效阻止堆芯熔融，减少氢气的产生；而在注水流量为10和20 kg/s时，由于冷却速率不足，所以在冷却剂淹没堆芯之前，堆芯上部还是发生了熔融现象，并生成了大量的氢气，且注水流量越小，产生的氢气质量越大.同样地，注水流量越大，安全壳内水位也上升得越快.因此外部注水流量应取40 kg/s为宜.

图5 策略2中不同流量下的压力容器肿胀水位(a)、堆芯最高温度(b)、堆芯产生的氢气质量(c)和安全壳水位(d)Fig.5 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2generated in core (c) and water level in containment (d) for case 2 with different flow rates

3) 策略3：假设外部注水能于事故发生后7.5 h(27 ks)建立，则在堆芯出口温度达到650 ℃时手动开启1个安全卸压阀.在该条件下对比分析注水流量为10，20，40，60和80 kg/s时对于事故缓解的影响.

如图6所示，在外部注水建立时，由于堆芯内燃料温度较高，所以冷却剂注入后会立即与高温包壳反应生成氢气，堆芯产生的氢气质量增加.当外部注水流量不小于20 kg/s时，冷却剂可以在短时间内注满堆芯，使堆芯快速冷却，但由于此时大部分堆芯已熔毁掉落至堆芯下部，大量的冷却水注入堆芯会使得堆芯下方的熔融金属瞬间发生凝结，从而阻碍冷却水的流动，使堆芯中部的部分燃料无法得到冷却，温度上升，最后发生熔毁.而当外部注水流量为10 kg/s 时，堆芯冷却速率较慢，堆芯最高温度上升；在34 ks左右，由于压力容器内下支撑板失效，大量熔融物掉落至下封头并与下封头内的冷却剂发生反应，产生的水蒸气很快从破口或失效的卸压箱流失，压力容器肿胀水位下降，之后由于注水流量过小，堆芯冷却不足，堆芯最高温度上升.当注水流量为20 kg/s时，堆芯冷却的效果最好，堆芯最高温度可被控制在熔融温度以下.

图6 策略3中不同流量下的压力容器肿胀水位(a)、堆芯最高温度(b)、堆芯产生的氢气质量(c)和安全壳水位(d)Fig.6 Swelling water level of pressure vessel (a),the highest core temperature (b),integrated mass of H2 generated in core (c) and water level in containment (d) for case 3 with different flow rates

3 结 论

本研究选取全厂断电叠加小破口失水事故为基础事故序列，并运用模块化严重事故分析程序对CPR1000核电站中的外部注水策略进行了详细的敏感性分析.

结果表明：在该严重事故情况下，开启3个安全卸压阀可以提供最快的卸压速率，在最短时间内达到外部注水的设定压力;若外部注水能在短时间内(10 ks 左右)建立，则建议开启3个安全卸压阀，并采取20 kg/s左右的注水流量.开启2个安全卸压阀可以在保证堆芯完整性的前提下，提供最长的冷却时间;若首要考虑堆芯的完整性且外部注水能在16 ks左右建立，则建议开启2个安全卸压阀，并采取40 kg/s 左右的注水流量.开启1个安全卸压阀时，虽然早期冷却速率有限，部分堆芯有熔毁风险，但是可以保证最长时间的堆芯冷却及最小程度的堆芯损坏;若外部注水能在27 ks左右建立，则建议开启1个安全卸压阀，并采取20 kg/s左右的注水流量.

根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程，成功冷却堆芯，防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.本研究结果可为完善CPR1000核电站SAMGs的外部注水策略及实际事故的缓解规程提供参考，弥补国内在严重事故管理框架下一回路外部注水研究的缺失，同时可为核电厂类似事故序列的培训课程提供一定帮助.本文中对于外部注水策略的有效性评价是从能否保持压力容器完整性的角度出发，避免大量放射性物质外泄，若要缓解堆芯熔融情况还需要与其他缓解措施结合起来分析.