張龍飛，雷世雄，余方偉

（1.海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系，湖北 武漢 430033；2.海軍駐719研究所軍代表室，湖北 武漢 430064）

2011年發(fā)生的日本福島核事故再次說明，盡管嚴(yán)重事故發(fā)生的概率很低，但必須要考慮嚴(yán)重事故的預(yù)防和管理［1］。嚴(yán)重事故管理中一項(xiàng)重要工作就是確定何時(shí)進(jìn)入嚴(yán)重事故管理，即在事故演變過程中，找到嚴(yán)重事故管理的入口標(biāo)準(zhǔn)，采取有效措施，終止事故進(jìn)程或緩解事故后果。通常，反應(yīng)堆出口溫度在嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的執(zhí)行中起到重要的參考作用，當(dāng)反應(yīng)堆出口溫度超過某一定值時(shí)，事故管理就從應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程（EOP）過渡到嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則（SAMG）。此外，在嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中，反應(yīng)堆出口溫度還作為判斷堆芯損傷狀態(tài)以及嚴(yán)重事故管理措施是否有效的重要依據(jù)。但是，反應(yīng)堆出口溫度并不一定總是可靠地反映堆芯的受損狀態(tài)，在某些情況下，反應(yīng)堆出口溫度可能會給嚴(yán)重事故管理帶來錯(cuò)誤的指示。為此，本文提出以堆芯熱通道出口溫度為依據(jù)的嚴(yán)重事故管理入口標(biāo)準(zhǔn)，研究反應(yīng)堆出口溫度、堆芯熱通道出口溫度與堆芯實(shí)際狀態(tài)之間的關(guān)系，以確定實(shí)施嚴(yán)重事故管理的入口標(biāo)準(zhǔn)。

1 RELAP／SCDAPSIM 程序

本文采用最佳估算程序RELAP／SCDAPSIM 作為研究工具，該程序是公認(rèn)的能模擬嚴(yán)重事故瞬態(tài)過程最詳細(xì)的基于機(jī)理模型的最佳估算程序，具有預(yù)測嚴(yán)重事故下熱工水力及堆芯損壞進(jìn)程的能力。RELAP／SCDAPSIM 程序由SCDAP和RELAP5兩個(gè)主要程序耦合而成，保留了RELAP5程序熱工水力學(xué)計(jì)算的全部功能。其中，SCDAP程序除了可精確模擬堆芯燃料、包殼、定位格架等部件在嚴(yán)重事故瞬態(tài)過程中的行為特性外，還包含有專用的二維有限元下封頭分析模型（COUPLE），不但能計(jì)算堆芯碎片床和下封頭的溫度分布及升溫過程，還能預(yù)測壓力容器下封頭失效的位置和時(shí)間［2］。

2 計(jì)算模型

本文以國際上典型的第二代百萬千瓦級壓水堆核電站為對象，參考對象為三環(huán)路壓水堆，反應(yīng)堆熱功率為2 445 MW。每條冷卻劑環(huán)路包括1臺立式U 型管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器和1臺主冷卻劑泵及其相應(yīng)的管道。在其中1條環(huán)路上安裝有1個(gè)穩(wěn)壓器。

堆芯的詳細(xì)計(jì)算模型如圖1、2所示。堆芯內(nèi)157盒燃料組件沿徑向由內(nèi)向外劃分為5個(gè)通道，每個(gè)通道的燃料組件數(shù)分別為5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿徑向劃分為5個(gè)節(jié)塊，沿軸向劃分為10個(gè)節(jié)塊。為了模擬堆芯在失去幾何形狀情況下冷卻劑的流道變化，模型的建立考慮了各通道之間的流量交叉混合［3］。

圖1 堆芯徑向通道劃分Fig.1 Nodalization of core radial channel

圖2 堆芯及壓力容器軸向節(jié)點(diǎn)劃分Fig.2 Axial nodalization of core and vessel

為獲得可信的計(jì)算結(jié)果，本文針對SCDAP程序的選項(xiàng)進(jìn)行了大量敏感性計(jì)算分析，選取了比較合理的選項(xiàng)，如壓力容器的失效標(biāo)準(zhǔn)由程序計(jì)算得到，而不是通過指定失效溫度實(shí)現(xiàn)。

3 計(jì)算與分析

3.1 初始條件與假設(shè)

瞬態(tài)開始前反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行于滿功率水平，瞬態(tài)開始后假設(shè)：1）當(dāng)量直徑分別為15、20、25cm的破口發(fā)生在穩(wěn)壓器所在環(huán)路的熱管段；2）在無事故管理措施的情況下，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)僅有非能動(dòng)安注箱可執(zhí)行其安全功能，高壓安全注射系統(tǒng)和低壓安全注射系統(tǒng)均失效。

3.2 無事故管理的基準(zhǔn)過程

無事故管理的基準(zhǔn)過程的計(jì)算結(jié)果示于圖3。從圖3a可看出，破口事故發(fā)生后，穩(wěn)壓器壓力迅速下降到熱管段冷卻劑的飽和壓力。由于冷卻劑通過破口流失的量遠(yuǎn)大于冷卻劑因沸騰造成的體積膨脹，導(dǎo)致系統(tǒng)的壓力持續(xù)下降。當(dāng)非能動(dòng)安注箱向反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行注射時(shí)，系統(tǒng)壓力的下降速度得到一定程度的緩解。約在破口發(fā)生后1 000s，穩(wěn)壓器壓力下降到一很低的水平。從圖3b可看出，由于冷卻劑通過破口大量流失，壓力容器水位快速下降，在非能動(dòng)安注箱動(dòng)作之前，壓力容器水位已下降到堆芯頂部以下，導(dǎo)致堆芯上部裸露。非能動(dòng)安注箱動(dòng)作以后，堆芯活性區(qū)再次被冷卻劑完全淹沒。然而，隨冷卻劑的持續(xù)流失以及非能動(dòng)安全注射的結(jié)束，堆芯再次裸露，當(dāng)堆芯表面峰值溫度達(dá)1 000K時(shí)，緩慢的鋯水反應(yīng)開始出現(xiàn)。圖4示出了熱工水力控制體131（通道1）、151（通道3）、171（通道5）（具體位置見圖2）的溫度變化，即堆芯3條通道對應(yīng)的流體出口溫度。為方便比較，圖中也示出了堆芯表面的峰值溫度的變化過程。

在破口當(dāng)量直徑為15cm 的事故過程中，當(dāng)堆芯表面峰值溫度達(dá)到1 064K 時(shí)，堆芯中心通道的流體出口溫度首次超過900 K。然而，即使堆芯表面峰值溫度高達(dá)2 800K 時(shí)，堆芯最外側(cè)通道流體的出口溫度也始終未達(dá)到900K。在破口當(dāng)量直徑為20cm 和25cm 的事故過程中，當(dāng)堆芯表面峰值溫度達(dá)到1 100K時(shí)，堆芯中心通道的流體出口溫度首次超過900K，但是，堆芯最外側(cè)通道流體的出口溫度也始終未達(dá)到900K?？梢姡瑹嵬ǖ赖牧黧w出口溫度可作為判斷堆芯受損狀態(tài)的重要依據(jù)。因此，本文提出當(dāng)堆芯熱通道流體出口溫度達(dá)900K時(shí)，可作為嚴(yán)重事故管理的入口標(biāo)準(zhǔn)，因?yàn)闇囟仍?00K 以下時(shí)，通常認(rèn)為溫度測量系統(tǒng)還能給出正確的溫度指示。

圖3 無事故管理過程中穩(wěn)壓器壓力和堆芯液位曲線Fig.3 Pressurizer pressure and core water level curves without AM

圖4 堆芯表面峰值溫度與堆芯通道出口溫度曲線Fig.4 Peak core and exit fluid temperature curves

3.3 有事故管理的大破口失水事故

在無事故管理的基準(zhǔn)事故過程中，對于破口當(dāng)量直徑為20cm 的情況，熱通道出口溫度在1 670s時(shí)達(dá)900K，堆芯出口溫度（壓力容器外）在2 510s時(shí)達(dá)900K。為此，本文分別進(jìn)行了兩種對比計(jì)算，第1種是在2 510s時(shí)對兩條完整環(huán)路進(jìn)行高壓安全注射，第2種是在1 670s時(shí)對兩條完整環(huán)路進(jìn)行高壓安全注射。假設(shè)每條完整環(huán)路的高壓安全注射流量均為30kg／s，主要參數(shù)的計(jì)算結(jié)果示于圖5。

從圖5a可看出，高壓安全注射開始時(shí)間較晚的情況下，堆芯會出現(xiàn)約1 000s的完全裸露。相反，較早高壓安全注射情況下，堆芯完全裸露的時(shí)間很短，且堆芯在較短的時(shí)間內(nèi)再次被冷卻劑完全淹沒。從圖5b、c可看出，在高壓安全注射開始時(shí)間較晚的情況下，堆芯表面峰值溫度在2 510s時(shí)超過2 500K。當(dāng)水注射到處于高溫狀態(tài)的反應(yīng)堆中時(shí)，堆芯內(nèi)出現(xiàn)劇烈的鋯水反應(yīng)，伴隨大量氧化熱的釋放，造成堆芯進(jìn)一步的受熱。因此，當(dāng)反應(yīng)堆出口溫度（壓力容器外）達(dá)到900K時(shí)開始高壓安全注射不會緩解事故，相反，在劇烈鋯水反應(yīng)的作用下會加速堆芯的損傷。

但是，在較早高壓安全注射情況下，堆芯表面峰值溫度在1 670s時(shí)僅為1 031K，此時(shí)鋯水氧化反應(yīng)非常緩慢。高壓安全注射開始后，堆芯表面峰值溫度升高了約200K，整個(gè)事故過程中氫氣的產(chǎn)生量極少，堆芯的幾何形狀始終保持完整，高壓安全注射有效地阻止了堆芯熔化。由此可見，當(dāng)堆芯熱通道流體出口溫度達(dá)到900K時(shí)開始嚴(yán)重事故管理對于緩解事故進(jìn)程的作用非常明顯。

圖5 有事故管理過程中反應(yīng)堆壓力容器水位、堆芯表面峰值溫度和累計(jì)產(chǎn)生氫氣質(zhì)量曲線Fig.5 Reactor pressure vessel water level，peak core temperature and integrated mass of generated hydrogen with AM

4 結(jié)論

1）反應(yīng)堆出口溫度（壓力容器外）不能較好地反映堆芯表面峰值溫度和實(shí)際堆芯受損狀態(tài)。2）當(dāng)堆芯表面峰值溫度在1 200K 以下時(shí)，堆芯熱通道流體出口溫度能較好地反映堆芯的裸露程度和受熱狀態(tài)。3）當(dāng)堆芯表面峰值溫度超過1 500K，堆芯內(nèi)出現(xiàn)快速的鋯水氧化反應(yīng)時(shí)，堆芯熱通道流體出口溫度也不能準(zhǔn)確反映堆芯表面峰值溫度和實(shí)際受損狀態(tài)。4）較晚時(shí)機(jī)的注水，例如當(dāng)堆芯表面峰值溫度達(dá)2 000K時(shí)開始注水，不能有效阻止堆芯熔化，相反還會加劇鋯水反應(yīng)，加速堆芯熔化。5）當(dāng)堆芯熱通道流體出口溫度達(dá)900K時(shí)對堆芯進(jìn)行高壓安全注射是有效的，可作為嚴(yán)重事故管理的入口標(biāo)準(zhǔn)。

［1］ 陳耀東，周擁輝，石俊英，等.福島核電廠3號機(jī)組嚴(yán)重事故模擬分析［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2012，46（增刊）：283-289.CHEN Yaodong，ZHOU Yonghui，SHI Junying，et al.Severe accident simulation and analysis for Fukushima NPS uiit 3［J］.At Energy Sci Technol，2012，46（Suppl.）：283-289（in Chinese）.

［2］ KNUDSON D L，REMPE J L，CONDIE K G，et al.Late-phase melts conditions affecting the potential for in-vessel retention in high power reactors［J］.Nucl Eng Des，2004，230（1）：133-150.

［3］ 張龍飛，張大發(fā)，王少明.壓水堆大破口失水事故引發(fā)的嚴(yán)重事故研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2007，41（5）：560-564.ZHANG Longfei，ZHANG Dafa，WANG Shaoming.Study on severe accident induced by large break loss of coolant accident for pressure water reactor［J］.At Energy Sci Technol，2007，41（5）：560-564（in Chinese）.