基于TRACE程序的华龙一号大破口失水事故现象分析

孙 微，许 超，付 浩，刘宇生,2,*

(1.生态环境部 核与辐射安全中心，北京 100082；2.哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001)

华龙一号核电厂(HPR1000)是我国自主设计研发的大型先进压水堆核电厂，与二代压水堆核电厂相比，华龙一号的堆芯尺寸更大，功率更高，换料周期更长[1]。为应对蒸汽发生器传热管破裂事故，防止稳压器满溢，华龙一号设计中优化了安全注入系统(RSI)，降低了安注泵关闭扬程，同时采用快速冷却系统(VDA)通过蒸汽发生器(SG)二次侧对一回路降压，从而保证中压安注和低压安注的有效投入[1-2]。一般而言，安注泵扬程降低对中小尺寸破口失水类缓释压事故具有显著影响[3]，但对于压力急剧降低的大破口失水事故(LBLOCA)过程，安注泵扬程降低的影响尚不明确，因此从核安全审评的角度，仍需关注该设计可能引入新的热工水力现象，并明确不同事故阶段中的关键现象。因此，本文针对华龙一号核电厂设计，采用TRACE程序开展LBLOCA的计算模拟和现象学分析，对比华龙一号与CPR1000、AP1000等核电厂LBLOCA进程的差异，识别事故过程中的关键现象，旨在为华龙一号LBLOCA的现象识别与排序、模化分析、安全评价等提供技术支持和参考。

1 评价模型

华龙一号核电厂冷却剂系统(RCS)包括3个环路，RSI包括2个安注箱(ACC)、2台中压安注泵和2台低压安注泵，设计中考虑1列安注失效，则单列安注管线(1台低压安注泵和1台中压安注泵)与2个ACC配合即可保证在LOCA下有足够的堆芯冷却能力，冗余的厂内应急柴油发电机组保证能为所有电动设备提供足够的应急供电。华龙一号失水事故应对相关系统如图1[3]所示。

图1 华龙一号失水事故应对相关系统示意图Fig.1 HPR1000 related systems for LOCA

计算采用的TRACE程序是经过美国核管理委员会(NRC)认可的最佳估算程序，是国际范围内开展压水堆事故分析相关试验研究的重要工具之一[4-6]。软件中内嵌了非平衡、非均匀三维流体动力学模型和安全注入滞止模型，对反应堆堆芯冷却剂分布和安全注入过程的模拟更为准确，适用于压水堆破口类和非破口类事故瞬态的分析[7-9]。

为开展华龙一号LBLOCA分析，本文基于电厂设计参数[2,10]，建立了华龙一号系统分析模型。一回路水力模型节点划分如图2所示。该模型模拟了华龙一号冷却剂系统及主要专设安全设施，包含水力部件系统模型、热构件传热模型、点堆动力学模型和控制系统模型等。

图2 反应堆冷却剂系统分析模型Fig.2 Nodalization of reactor coolant system

根据华龙一号的设计特征，经破裂谱分析，极限破口为纵向断裂，它的尺寸等效于2倍冷管段横截面积的0.6倍。本文即选取其最具挑战性的破口工况进行计算。计算中保守假设1台低压安注泵失效，事故发生同时丧失厂外电，主泵停运，此外保守考虑安注后不触发快速冷却。

2 华龙一号LBLOCA进程

表1列出华龙一号LBLOCA主要事故序列。事故期间关键参数的变化如图3所示，图中所示参数均采用设计名义值或整定值进行了归一化。

表1 LBLOCA序列Table 1 Sequence of LBLOCA

事故初期，一回路发生破口，堆芯冷却剂从底部和顶部同时流失，堆芯水位迅速降低。破口处临界喷放导致RCS压力迅速降低，液体闪蒸，堆芯内形成的蒸汽引入负反应性，导致堆芯次临界，功率急剧下降。

由于假设事故发生同时丧失厂外电，主泵处于惰转状态，破口喷放过程中堆芯存在短暂的正向流动过程，随着泵转速的进一步下降，冷却剂通过蒸汽发生器(SG)传热管和主泵流向破口的流动阻力逐渐大于流经堆芯和下降腔的阻力，冷却剂以向下的流动为主，堆芯流量出现反转，该流动反转有利于堆芯冷却。

随着RCS压力下降，RCS压力达到ACC背压并触发其动作，ACC水经冷管段流入下降段环腔，与经堆芯、下降段环腔向破口反向流动的蒸汽相互作用，形成两相逆向流动及流动滞止(CCFL)，大量的安注冷水经下降段环腔而未经过堆芯流向破口，安注冷水被旁通。随着反向流动蒸汽流量的进一步降低，安注水经下降段进入堆芯下腔室，达到堆芯活性区底部。

随着安注冷水注入堆芯，燃料棒开始再淹没，伴随着堆芯储能导致的多次冷却剂闪蒸和堆芯-下降段间的流动剧烈波动，堆芯得到有效冷却，骤冷前沿快速推进，堆芯衰变热和储能持续稳定释放，堆芯水位缓慢上升，事故后约90 s，ACC排空，约5 min后，堆芯实现淹没。

表1中同时给出了CPR1000、AP1000核电厂LBLOCA下的事故序列，其中，CPR1000作为典型二代电厂，其安全注入系统设置了高、中、低压安注，AP1000核电厂为非能动压水堆，堆芯应急冷却系统包括2个堆芯补水箱(CMT)、2个ACC、1个大的内置换料水箱(IRWST)和非能动余热排出热交换器(PRHR)，CMT在一回路压力下运行，高中低3个安注共用压力容器直接注入管线(DVI)向堆芯注水。

对比可知，LBLOCA中，华龙一号核电厂达到安注信号整定值最晚，这与其系统参数设置相关；但对事故缓解起主要作用的ACC，华龙一号、CPR1000和AP1000的ACC投入时间基本一致，这是因为3种堆型中ACC的注入压力均在4.5～4.8 MPa之间，LBLOCA瞬态下一回路压力下降与破口流量直接相关，而瞬态前期破口流动均为临界喷放，其喷放流量差异不大，导致系统降压速率接近，因此ACC投入时间也基本一致。AP1000设计对于高压安注的设置与CPR1000、HRP1000略有不同，其假设CMT在事故瞬态初期即投入，但考虑一列CMT故障，ACC投入后CMT被旁通，因此CMT在事故初期对堆芯的冷却作用有限。随着下降段蒸汽-水逆流的减弱，安注水进入堆芯，AP1000直接注入模式引起安注水更早进入堆芯，更早的对堆芯进行冷却。总体来看，华龙一号LBLOCA的主要事故序列和安全系统动作与已有压水堆核电厂基本一致。

3 LBLOCA热工水力现象分析

根据图3a所示RCS压力变化特点，并结合图3b ACC安注过程和图3c堆芯水位的变化情况，对比秦山一期核电厂两环路压水堆[14]、岭澳核电厂类型三环路压水堆[11-12]、西屋电气公司典型的四环路压水堆[15]、AP1000非能动压水堆[13]、LOFT(loss-of-fluid test)试验装置大破口失水试验[16]等的LBLOCA过程，同时参考其他典型电厂的大破口事故阶段划分和现象分析，对华龙一号LBLOCA的4个典型阶段的具体现象分析如下。

图3 事故期间关键参数的变化Fig.3 Variation of key parameters during accident process

3.1 喷放阶段现象分析

喷放阶段以破口喷放为起始，至ACC注射开始结束，华龙一号中该阶段约持续13 s。按喷放流体的属性不同，可分为欠热喷放与饱和喷放两个子过程。

喷放阶段的破口喷放流量和RCS各支路含汽率分别如图3c、d所示。在事故初期，破口处经历短暂的过冷喷放流动即转入两相临界流动状态，其喷放速率基本不变，图3c中RCS压力和图3d中RCS含气率表明，RCS内冷却剂闪蒸延缓了其降压过程，导致喷放初期RCS压力下降较慢，当冷管段排空，RCS支路内冷却剂全部闪蒸后，破口流动转为以蒸汽喷放为主，RCS压力也随之迅速下降，喷放流率也近似呈线性下降。

图4为完整环路冷管段(CL)温度的变化，结合图3d所示RCS各环路冷段的含汽率，可知LBLOCA下，破损环路的失水速率最快，其冷管段最先达到含汽率峰值。由于破口与堆芯间存在较大的压差，破损环路在下降段处会从两个完整环路抽吸冷却剂，导致完整环路冷管段先于破损环路冷管段排空。后期，随着ACC安注成功，在再充水和再淹没阶段，完整环路冷管段会再次充水，且由于堆芯衰变热使安注冷水升温汽化，冷管段内的含汽率也会逐步提高。

图4 完整环路CL3流体温度与RCS压力Fig.4 Coolant temperature of CL3 in intact loop and pressure of RCS

该阶段的主要过程为RCS降压及伴随降压发生的闪蒸，破口两侧压差是影响完整环路向破损环路流动的主要因素，破口处的临界流动是重要的局部现象。此外因堆芯闪蒸导致其上部裸露并升温，该阶段包壳温度会出现事故中的第1次峰值。

3.2 再充水阶段现象分析

再充水(再灌水)阶段，起始于ACC注射，持续到堆芯底部被冷却剂淹没。该阶段，破口喷放过程持续进行，但因喷放过程导致RCS压力降低至ACC整定值(背压)以下，触发RIS系统动作，ACC通过冷管段向压力容器(RPV)注入含硼水冷水。

图3b所示ACC安注流量表明，破损环路降压最快，其ACC最先投入，且因破口临界流动的影响，其安注流量峰值略低且存在波动；两列完整环路ACC的投入时间和流量峰值均接近。图5为下降段参数随时间的变化。由图5可知，ACC投入后，下降段环腔内存在显著的液相流动过程，但其内部含汽率却持续增加，接近于全气相，坍塌液位保持趋近于零。该结果表明，下降段即形成了两相逆向流动(CCFL)，沿RPV下降段环腔向下的安注流动被抑制，甚至完全停滞，处于高含汽率状态。下降段环腔同时连接3条环路的冷管段，受CCFL影响，会有部分完整环路ACC提供的安注冷水以旁通形式流向破损环路的冷管段，经破口流出RCS；当RCS压力进一步下降，蒸汽流速较弱后，CCFL消失，RPV下降段的坍塌液位迅速升高，安注冷水更多的注入堆芯下封头。

图6为流经堆芯出口和堆芯入口的气液两相流量情况。可知，事故发生初期，伴随着堆芯流量反转，堆芯入口的液相流量反向流动先增大后下降，堆芯出口流量持续下降，最终堆芯内达到饱和，液相流量趋近于零。伴随着RCS回路饱和汽化，堆芯入口和出口的气相流量同时增大；ACC投入后，因下降段发生CCFL，当蒸汽作用较弱时，堆芯内产生的蒸汽均从堆芯上部，经热管段、SG流出堆芯；当蒸汽作用较强时，均从下降段、冷管段流出堆芯。

图5 下降段参数随时间的变化Fig.5 Variation of downcomer parameter with time

图6 堆芯入口、出口流量Fig.6 Mass flow rates of core inlet and outlet

由上述分析可知，该阶段初期的主要影响因素仍为破口处压差，中后期的主要影响因素为ACC与RCS压差，涉及的主要现象为经破口的饱和喷放、ACC注射和下降段CCFL。

3.3 再淹没阶段现象分析

再淹没阶段，起始于RPV内水位上升并淹没下栅格板，结束于堆芯完全被安注冷水淹没。以ACC注射结束为分界点，再淹没阶段可进一步分为早期再淹没阶段和后期再淹没阶段，其中早期再淹没阶段主要是指ACC安注直至结束的阶段，后期再淹没阶段主要是指ACC安注结束后，从ECCS的其他水源取得补充水实现堆芯完全骤冷并建立长期冷却的阶段。

该阶段安注冷水自堆芯底部向上，逐渐冷却处于高温的燃料棒。安注冷水经淬火变为蒸汽，以蒸汽夹带液滴的形式对裸露的燃料棒进行冷却降温，并在完整RCS支路内循环，在SG-U型管内冷凝后经冷管段流回堆芯。

图7为堆芯和下腔室的坍塌液位。结合图3c可知，RCS达到饱和后，破口处以两相临界流动为主，堆芯坍塌液位随之呈线性下降，至破口处为饱和蒸汽喷放时，堆芯坍塌液位基本不再变化。直至ACC安注投入后，受限于下降段CCFL，堆芯坍塌液位略有提高，在再淹没阶段，堆芯液位呈波动状态逐步升高。下腔室坍塌液位表明，在ACC安注前，RPV内水位持续下降；ACC投入后，直至CCFL消失后ACC安注达到峰值，下腔室水位才开始回升，并再次恢复满水状态。

图7 坍塌液位Fig.7 Collapsed liquid level

图8 再淹没过程中骤冷前沿的位置Fig.8 Quench level during reflooding process

图8为堆芯骤冷前沿的情况。可知，ACC注入后，再淹没虽然尚未开始，但下腔室内形成的蒸汽及其夹带的液滴，已经开始对堆芯底部的燃料棒进行冷却。随着破口喷放过程结束，再淹没阶段，骤冷前沿缓慢向堆芯顶部推进，前期骤冷速度较慢，后期骤冷速度较快。再淹没过程中，蒸汽夹带的液滴会在堆芯上栅格板、堆芯出口等处沉积汇集，并从顶部流回堆芯，形成顶部骤冷。结果表明，在ACC安注期间，堆芯顶部未发生明显的骤冷现象；在辅助给水投运后，因其流量大且水温较低，堆芯顶部出现骤冷现象，但骤冷前沿移动极为缓慢，其对燃料棒的冷却作用极为有限。

该阶段破口喷放过程已结束，主要影响因素为堆芯内衰变功率和储热，涉及的主要现象为堆芯-下降段间流量波动、骤冷前沿推进、燃料棒储能释放和堆芯水位上升。

3.4 长期冷却阶段

该阶段，堆芯完全被淹没并建立长期冷却状态，事故已经得到有效应对和控制。该阶段自堆芯完全被淹没开始，期间低压安注系统继续从IRWST取水注入反应堆压力容器，维持堆芯冷却；当IRWST储水快用完时，IRWST低水位信号将切换低压安注系统到安全壳地地坑取水，通过低压安注再循环工况实现长期堆芯冷却。

在长期堆芯冷却阶段，华龙一号核电厂主要通过低压安注系统保持堆芯的淹没和冷却状态，事故主要影响因素为安注流量和堆芯衰变功率，涉及的主要现象为堆芯内稳定的对流换热过程。

3.5 燃料峰值温度特性分析

失水事故计算分析中，包壳峰值温度(PCT)是重要的验收指标，其具体准则为：包壳峰值温度不能超过限值(1 204 ℃)，以防止包壳脆化，并进而导致堆芯丧失可冷却的几何状态[17]。华龙一号LBLOCA过程中的包壳峰值温度如图9所示。可知，在LBLOCA的不同阶段，燃料棒包壳温度会多次出现峰值。在喷放阶段，破口发生使得RCS饱和汽化，导致堆芯换热条件恶化，热量在其内部积聚，最终燃料包壳升温并达到峰值。再充水末期，因持续喷放导致堆芯内蒸汽减少且流速降低，ACC安注水因CCFL作用难以堆芯进行有效冷却，因此在再淹没初期，在大流量安注水进入堆芯底部时，燃料包壳会再次经历升温并达到峰值。

图9 包壳峰值温度随时间的变化Fig.9 PCT vs. time

自堆芯入口到出口，对不同高度位置进行编号(1#～9#)，不同高度位置包壳的局部温度如图10所示。可知不同高度处的燃料包壳均经历两次升温至峰值的过程。因燃料棒为余弦功率分布，靠近堆芯入口的1#和2#位置、靠近堆芯出口的9#位置包壳峰值温度较低，燃料中心位置及更高位置的包壳峰值温度较高。再淹没过程中，除靠近堆芯出口的9#位置因上部骤冷而提前降温外，其余各位置包壳温度的变化均符合位置升高，降温延后的趋势。

图10 不同高度位置包壳的局部温度随时间的变化Fig.10 Temperatures of fuel clad in different levels vs. time

4 LBLOCA现象识别

结合第2章所述事故进程和第3章所述现象分析，可对华龙一号LBLOCA过程的关键现象进行梳理和识别，如表2所列。按照现象作用范围的不同，表2中划分了系统级现象和局部现象，表2中识别的关键现象可作为华龙一号LBLOCA现象识别与排序(PIRT)编制、模化分析和安全评价的依据和参考。

表2 华龙一号LBLOCA关键现象识别Table 2 Identification of key phenomena during LBLOCA of HPR1000

5 结论

针对华龙一号核电厂安注系统的设计特点，本文基于TRACE程序开展了LBLOCA模拟计算，分析了华龙一号大破口失水工况的事故进程，在对比CPR1000、AP1000等LBLOCA特点的基础上，给出了事故阶段划分，并研究了各事故阶段主要的热工水力现象及其变化特点，基于上述研究可知，华龙一号核电厂LBLOCA可分为喷放、再充水、再淹没和长期冷却4个典型阶段，事故进程的主导因素依次为破口处压差、ACC与RCS压差、堆芯衰变功率及储热。涉及的主要现象为RCS降压、RCS环路间流动、安注流动、堆芯换热、气液两相相互作用。该瞬态中，主要的系统现象为RCS降压、堆芯及完整环路向破口的流动、ACC安注流动及其旁流；主要的局部现象为破口喷放、下降段两相逆向流动、堆芯换热、堆芯蒸汽夹带。华龙一号LBLOCA进程的主要影响因素为破口喷放流量和ACC整定值，其LBLOCA的主要事故序列、事故现象与已有压水堆核电厂基本一致，基于计算结果识别的关键现象可为核安全审评相关的现象识别与排序、模化分析、安全评价等提供技术支持和参考。