王賀南，常 愿，石雪垚，丁 超

(1.中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082)

核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，堆芯發(fā)生熔化損毀，高溫高壓的冷卻劑通過(guò)破口或卸壓閥進(jìn)入安全殼，造成安全殼大氣壓力溫度升高，安全殼環(huán)境條件發(fā)生惡化。惡化的環(huán)境條件會(huì)對(duì)布置在安全殼內(nèi)的診斷儀表、緩解系統(tǒng)及設(shè)備的運(yùn)行產(chǎn)生影響，進(jìn)而威脅安全殼的完整性。

國(guó)家核安全局頒布的核安全法規(guī)HAF102—2016《核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定》要求對(duì)設(shè)備可用性進(jìn)行評(píng)估，指出“在鑒定程序中必須考慮合理可預(yù)計(jì)的環(huán)境條件，以及可能由特定運(yùn)行工況(如安全殼泄漏率定期試驗(yàn))引起的異常環(huán)境條件。在可能的范圍內(nèi)，應(yīng)該以合理的可信度表明在嚴(yán)重事故中必須運(yùn)行的設(shè)備(如某些儀表)能夠達(dá)到設(shè)計(jì)要求。”[1]

國(guó)內(nèi)自主研發(fā)的三代核電技術(shù)“華龍一號(hào)”(HPR1000)設(shè)置了完善的嚴(yán)重事故緩解措施。為了確保對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)行有效緩解，需要對(duì)相關(guān)設(shè)備在嚴(yán)重事故下的可用性進(jìn)行評(píng)估。嚴(yán)重事故后的環(huán)境條件是嚴(yán)重事故下設(shè)備、儀表可用性評(píng)估的關(guān)鍵性輸入條件，如何確定嚴(yán)重事故工況下的環(huán)境參數(shù)是設(shè)備可用性評(píng)估需要解決的關(guān)鍵問(wèn)題[2]。

本文計(jì)算了“華龍一號(hào)”嚴(yán)重事故下安全殼環(huán)境條件，給出了典型事故序列下安全殼壓力、露點(diǎn)溫度曲線，并研究了內(nèi)層安全殼熱阱和嚴(yán)重事故緩解措施對(duì)環(huán)境條件的影響。

1 系統(tǒng)和模型

“華龍一號(hào)”對(duì)于所有可能的嚴(yán)重事故現(xiàn)象采取了完善的緩解措施，包括高壓熔堆、氫氣爆炸、底板熔穿和安全殼長(zhǎng)期超壓[3]。相關(guān)緩解措施主要包括一回路快速卸壓系統(tǒng)、安全殼消氫系統(tǒng)(CHC)、堆腔注水冷卻系統(tǒng)(CIS)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)(PCS)，如圖1所示。

圖1 “華龍一號(hào)”嚴(yán)重事故緩解措施示意圖Fig.1 Severe accident mitigation measures of HPR1000

一回路快速卸壓系統(tǒng)用于在嚴(yán)重事故情況下對(duì)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)進(jìn)行快速卸壓，從而避免可能導(dǎo)致安全殼直接加熱的高壓熔堆現(xiàn)象發(fā)生。安全殼消氫系統(tǒng)采用非能動(dòng)氫氣復(fù)合器將安全殼大氣內(nèi)的氫氣濃度控制在安全限值以內(nèi)，防止設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)的氫氣燃燒或嚴(yán)重事故時(shí)的氫氣爆炸。堆腔注水冷卻系統(tǒng)通過(guò)向反應(yīng)堆壓力容器外表面與保溫層之間的流道注水來(lái)實(shí)現(xiàn)對(duì)壓力容器下封頭外表面的冷卻，從而維持壓力容器的完整性并實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的堆內(nèi)滯留。非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)用于排出安全殼內(nèi)的熱量，從而確保在發(fā)生超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后72 h安全殼內(nèi)的壓力和溫度不會(huì)超過(guò)設(shè)計(jì)限值。

本文采用基于集總參數(shù)法的一體化嚴(yán)重事故分析程序?qū)Α叭A龍一號(hào)”核電廠進(jìn)行建模。建模范圍包括反應(yīng)堆堆芯、一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)以及安全殼。圖2給出了堆芯節(jié)點(diǎn)劃分，堆芯軸向共劃分了13個(gè)節(jié)點(diǎn)，其中活性區(qū)10個(gè)節(jié)點(diǎn)；堆芯徑向共劃分了7個(gè)節(jié)點(diǎn)。

圖2 堆芯節(jié)點(diǎn)劃分Fig.2 Reactor core nodalization

一回路主要設(shè)備模擬了壓力容器、蒸汽發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器、卸壓箱、冷卻劑主管道等，共模擬為兩個(gè)環(huán)路，一個(gè)是破損環(huán)路，另外兩個(gè)環(huán)路集總為一個(gè)完好環(huán)路，共劃分了14個(gè)控制體(見圖3和表1)。安全殼共劃分為17個(gè)控制體，同時(shí)根據(jù)安全殼實(shí)際情況和工程經(jīng)驗(yàn)，在“華龍一號(hào)”安全殼模型中共模擬了36個(gè)安全殼流道和86個(gè)分布式熱阱，圖4、表2分別給出安全殼控制體的示意圖和名稱。

圖3 一回路控制體劃分圖Fig.3 Primary system nodalization

表1 一回路控制體說(shuō)明

表2 安全殼控制體說(shuō)明Table 2 List of containment compartments

圖4 安全殼控制體劃分圖Fig.4 Containment compartments nodalization

2 事故序列選取與假設(shè)

確定核電廠嚴(yán)重事故環(huán)境條件的目的是提供設(shè)備可用性評(píng)價(jià)的輸入和依據(jù)，因此事故序列的選取必須具有代表性、典型性和包絡(luò)性。實(shí)踐中通常采用概率論、確定論和工程判斷相結(jié)合的方法，具體地講，綜合考慮了以下三個(gè)方面的因素[4]。

(1)對(duì)堆芯損壞頻率(CDF，Core Damage Frequency)和大量放射性產(chǎn)物釋放頻率(LRF，Large Release Frequency)貢獻(xiàn)較大的事故序列，例如小破口事故；

(2)質(zhì)能釋放快、釋放大，例如一、二回路管道大破口事故；

(3)涵蓋了重要的嚴(yán)重事故現(xiàn)象，例如一回路高壓事故序列。

基于上述原則，本文選擇了四個(gè)典型的嚴(yán)重事故序列，見表3。選取50 mm小破口失水事故(SBLOCA)和雙端剪切斷裂大破口失水事故(LBLOCA)作為失水類事故的代表。SBLOCA對(duì)CDF的貢獻(xiàn)較大，盡管LBLOCA發(fā)生頻率降低，但作為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故中最具挑戰(zhàn)性的極限事故，其典型性和包絡(luò)性不容忽視；選取全廠斷電事故(SBO)作為高壓事故的代表，該事故對(duì)CDF和LRF的貢獻(xiàn)均較大，同時(shí)是福島核事故中發(fā)生過(guò)的事故，應(yīng)重點(diǎn)分析；選取主蒸汽管道斷裂事故(MSLB)事故作為二回路破口事故的代表，該事故下二回路蒸汽和一回路冷卻劑相繼向安全殼釋放，質(zhì)能釋放量大，具有代表性和包絡(luò)性。

表3 嚴(yán)重事故緩解措施假設(shè)Table 3 Assumptions of severe accident mitigation measures

各事故序列下嚴(yán)重事故緩解措施假設(shè)如表3所示。此外所有事故序列均假設(shè)輔助給水系統(tǒng)失效，安注系統(tǒng)(安注箱除外)失效，安全殼噴淋系統(tǒng)失效。表3中嚴(yán)重事故緩解措施的投入條件為：氫氣濃度達(dá)到2%時(shí)，CHC消氫系統(tǒng)自動(dòng)啟動(dòng)；安全殼大氣壓力達(dá)到0.24 MPa后開啟PCS系統(tǒng)；堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃后開啟CIS系統(tǒng)和一回路快速卸壓系統(tǒng)[5]。

3 計(jì)算結(jié)果分析

表4給出了四個(gè)事故序列的發(fā)展進(jìn)程。以全廠斷電事故為例，全廠斷電事故發(fā)生的瞬間，控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)由于失電而引發(fā)控制棒自由下落，反應(yīng)堆緊急停堆，同時(shí)主冷卻劑泵也因失電而惰轉(zhuǎn)，一回路冷卻劑流量迅速下降。在二次側(cè)，汽輪機(jī)脫扣，主給水泵停運(yùn)。SG二次側(cè)將因喪失給水而逐漸出現(xiàn)沸騰，隨著蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水位的降低，一回路逐漸喪失熱阱，引起冷卻劑溫度和壓力快速上升，直至穩(wěn)壓器安全閥開啟，冷卻劑通過(guò)安全閥排往卸壓箱，當(dāng)卸壓箱內(nèi)壓力達(dá)到并超過(guò)爆破閾值時(shí)，爆破膜爆破，大量冷卻劑釋放到安全殼內(nèi)，導(dǎo)致安全殼內(nèi)壓力迅速上升。

表4 事故序列主要進(jìn)程Table 4 Accident sequences

堆芯由于得不到冷卻劑補(bǔ)充，剩余冷卻劑不斷蒸發(fā)，液位迅速下降，堆芯出現(xiàn)沸騰并且開始裸露。當(dāng)堆芯出口溫度超過(guò)650 ℃后，按照操作規(guī)程開啟一回路快速卸壓閥和CIS系統(tǒng)，一回路壓力迅速下降。當(dāng)壓力降到安注箱啟動(dòng)閾值時(shí)，安注箱自動(dòng)開始對(duì)堆芯進(jìn)行補(bǔ)水。但是由于能動(dòng)安注系統(tǒng)啟動(dòng)失敗，安注箱排空之后，沒(méi)有持續(xù)的冷卻水注入，堆芯再次出現(xiàn)裸露。隨后燃料溫度不斷升高，控制棒、燃料包殼和支撐結(jié)構(gòu)首先出現(xiàn)熔化，隨后燃料開始熔化并且向下坍塌，堆熔混合物隨著下柵格板及下支撐板的失效掉入下封頭。由于CIS系統(tǒng)作用，堆芯熔融物內(nèi)產(chǎn)生的衰變熱通過(guò)壓力容器壁面?zhèn)鬟f給壓力容器外部的冷卻水，并通過(guò)冷卻水的循環(huán)將熱量帶走，使熔融物滯留在壓力容器內(nèi)，保持了壓力容器的完整性。

圖5、圖6分別給出了各事故序列下安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度隨時(shí)間變化的情況。由圖可知，MSLB事故下安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值最高，分別為3.75 bar和130 ℃，環(huán)境條件最為惡劣；其他事故序列下，安全殼大氣壓力峰值處在3.25 bar以下，露點(diǎn)溫度處于123 ℃以下。在事故進(jìn)程中后期，隨著PCS系統(tǒng)導(dǎo)熱和安全殼內(nèi)產(chǎn)熱達(dá)到平衡，安全殼內(nèi)的熱工環(huán)境條件也達(dá)到平衡狀態(tài)，此時(shí)各事故序列下的熱工環(huán)境條件差別不大，大氣壓力處在3 bar以下，露點(diǎn)溫度處在120 ℃以下。

圖5 安全殼大氣壓力Fig.5 Containment pressure

圖6 安全殼大氣露點(diǎn)溫度Fig.6 Dew point temperature of containment

4 安全殼熱阱對(duì)環(huán)境條件影響分析

一、二回路系統(tǒng)中高溫高壓的冷卻劑釋放到安全殼內(nèi)導(dǎo)致安全殼內(nèi)大氣壓力和溫度上升，在吸收安全殼大氣熱量、抑制安全殼大氣壓力溫度上升進(jìn)而緩和環(huán)境條件方面，帶有鋼襯里的內(nèi)層安全殼混凝土是一個(gè)重要的熱阱。

“華龍一號(hào)”的內(nèi)層安全殼由一個(gè)預(yù)應(yīng)力混凝土圓筒和半球形穹頂組成，內(nèi)層襯有不銹鋼板?；炷潦窃诓讳P鋼板外直接澆注而成，一般認(rèn)為鋼襯與混凝土間隙很小。然而隨著核電廠運(yùn)行時(shí)間的增加，由于老化和輻照等影響，鋼襯與混凝土之間可能會(huì)出現(xiàn)空氣間隙，如圖7所示。空氣間隙的熱阻對(duì)安全殼殼體傳熱有很大影響，間隙熱阻的計(jì)算見公式(1)，其值的大小與間隙寬度有關(guān)。表5給出了不銹鋼、混凝土和空氣的熱導(dǎo)率，由公式(1)可知，間隙單位長(zhǎng)度熱阻是不銹鋼的581倍，是混凝土的9倍，因此需重點(diǎn)分析熱阱間隙對(duì)安全殼環(huán)境條件的影響。

圖7 內(nèi)層安全殼結(jié)構(gòu)組成Fig.7 The inner containment structure

表5 安全殼材質(zhì)熱導(dǎo)率和熱阻對(duì)比

RGAP=XGAP/KAIR

(1)

式中：RGAP——間隙熱阻，m2·K/W;

XGAP——間隙寬度，m;

KAIR——空氣熱導(dǎo)率，W/(m·K)。

本文選取0.3 mm、1 mm和3 mm三種間隙尺寸進(jìn)行分析。由于主蒸汽管道破口事故下安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值最高，對(duì)安全殼隔間內(nèi)的儀表和設(shè)備考驗(yàn)最為嚴(yán)厲，故針對(duì)主蒸汽管道事故序列，分析鋼襯與混凝土間隙尺寸對(duì)安全殼環(huán)境條件的影響。

圖8和圖9分別給出MSLB事故序列下不同間隙尺寸對(duì)應(yīng)的安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度曲線。從圖中可以看出，間隙尺寸為0.3 mm、1 mm和3 mm下安全殼大氣峰值壓力分別為3.32 bar、3.50 bar和3.75 bar，大氣露點(diǎn)峰值溫度分別為125 ℃、128 ℃和130 ℃；事故中后期達(dá)到平衡后的熱工環(huán)境條件差別不大，大氣壓力為3 bar，露點(diǎn)溫度為120 ℃。

圖8 間隙大小對(duì)安全殼大氣壓力的影響Fig.8 Influence of air gap on containment pressure

圖9 間隙大小對(duì)大氣露點(diǎn)溫度的影響Fig.9 Influence of air gap on dew point temperature

通過(guò)對(duì)鋼襯與混凝土間隙進(jìn)行敏感性分析，可以得出如下結(jié)論：鋼襯與混凝土間隙的大小對(duì)安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值影響有明顯影響，對(duì)平衡后的大氣壓力和露點(diǎn)溫度影響不大。而本文在計(jì)算安全殼熱工環(huán)境條件時(shí)采用了較大的3 mm間隙，確保了計(jì)算結(jié)果的保守性。

5 嚴(yán)重事故緩解措施對(duì)環(huán)境條件影響分析

5.1 PCS系統(tǒng)

作為縱深防御的一項(xiàng)措施，PCS系統(tǒng)能夠在安全殼噴淋系統(tǒng)失效情況下依靠非能動(dòng)自然循環(huán)為安全殼提供排熱手段。圖10和圖11給出了LBLOCA嚴(yán)重事故序列下分別開啟安全殼噴淋系統(tǒng)和PCS系統(tǒng)，安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度的變化情況。噴淋系統(tǒng)動(dòng)作后，迅速將安全殼大氣壓力降低到接近大氣壓的水平，大氣露點(diǎn)溫度降低到60 ℃以下；PCS系統(tǒng)則只能將安全殼大氣壓力控制在3 bar以下，大氣露點(diǎn)溫度120 ℃以下。雖然PCS系統(tǒng)對(duì)安全殼的冷卻效果不如噴淋系統(tǒng)，但是作為緩解嚴(yán)重事故的縱深防御系統(tǒng)，仍能將安全殼的熱工環(huán)境條件控制在設(shè)計(jì)限值以內(nèi)。

圖10 噴淋和PCS控制大氣壓力效果對(duì)比Fig.10 Containment pressure comparison of spray system and PCS

圖11 噴淋和PCS控制大氣露點(diǎn)溫度效果對(duì)比Fig.11 Dew point temperature comparison of spray system and PCS

5.2 CIS系統(tǒng)

CIS系統(tǒng)將水注入堆腔中壓力容器保溫層內(nèi)，一方面能夠冷卻反應(yīng)堆壓力容器外壁面，導(dǎo)出壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的熱量，從而確保嚴(yán)重事故下壓力容器下封頭的完整性。另一方面CIS系統(tǒng)的注水吸收熱量后沸騰產(chǎn)生大量水蒸氣，使得安全殼的熱工環(huán)境條件更加惡劣。

圖12和圖13給出了LBLOCA嚴(yán)重事故序列下CIS系統(tǒng)投入與否對(duì)安全殼熱工環(huán)境條件的影響對(duì)比?？梢钥闯觯度隒IS雖然有利于保證壓力容器下封頭的完整性，但是CIS系統(tǒng)投入后產(chǎn)生的水蒸氣對(duì)安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度的升高有重要貢獻(xiàn)。CIS失效工況下，壓力容器下封頭被熔穿，堆芯熔融物與底板混凝土發(fā)生反應(yīng)(MCCI)，此時(shí)安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度72 h以內(nèi)均低于CIS投入的工況。

圖12 CIS系統(tǒng)對(duì)安全殼大氣壓力的影響Fig.12 Influence of CIS on containment pressure

圖13 CIS系統(tǒng)對(duì)露點(diǎn)溫度影響Fig.13 Influence of CISon dew point temperature

5.3 快速卸壓系統(tǒng)

堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃后，操縱員手動(dòng)打開快速卸壓閥對(duì)一回路進(jìn)行卸壓，防止發(fā)生高壓熔堆。卸壓時(shí)機(jī)不同對(duì)安全殼環(huán)境條件的影響也不同，圖14和圖15選取了SBO嚴(yán)重事故序列下3個(gè)卸壓時(shí)機(jī)對(duì)安全殼環(huán)境條件的影響進(jìn)行分析。可以看出，堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃時(shí)立刻對(duì)一回路卸壓得到的大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值最低，延遲10 min卸壓得到的大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值最高。在執(zhí)行嚴(yán)重事故管理規(guī)程時(shí)，從緩和安全殼內(nèi)熱工環(huán)境條件的角度來(lái)看，盡快開啟一回路快速卸壓系統(tǒng)，對(duì)降低安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值比較有利。

圖14 快速卸壓開啟時(shí)機(jī)對(duì)壓力影響Fig.14 Influence of rapid depressurization on containment pressure

圖15 快速卸壓開啟時(shí)機(jī)對(duì)露點(diǎn)溫度影響Fig.15 Influence of rapid depressurization on dew point temperature

6 結(jié)論

本文介紹了“華龍一號(hào)”核電機(jī)組嚴(yán)重事故后安全殼熱工環(huán)境條件的確定方法，給出了典型事故序列下熱工環(huán)境條件，并分析研究了內(nèi)層安全殼熱阱和嚴(yán)重事故緩解措施對(duì)安全殼環(huán)境條件的影響，結(jié)果表明：

(1)“華龍一號(hào)”嚴(yán)重事故后安全殼熱工環(huán)境條件較為緩和，72小時(shí)內(nèi)安全殼大氣壓力峰值為3.75 bar，露點(diǎn)溫度峰值為130 ℃，均位于安全殼設(shè)計(jì)值以下。

(2)內(nèi)層安全殼間隙熱阻對(duì)大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值有明顯影響，對(duì)平衡后的大氣壓力和露點(diǎn)溫度影響不大。

(3)PCS系統(tǒng)冷卻效果不如噴淋系統(tǒng)，但是作為緩解嚴(yán)重事故的縱深防御系統(tǒng)，仍能將安全殼的熱工環(huán)境條件控制在設(shè)計(jì)限值以內(nèi)；嚴(yán)重事故下盡快開啟一回路快速卸壓系統(tǒng)，對(duì)降低安全殼大氣壓力和露點(diǎn)溫度峰值比較有利；CIS系統(tǒng)一方面能夠冷卻反應(yīng)堆壓力容器外壁面，導(dǎo)出壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的熱量，從而確保嚴(yán)重事故下壓力容器下封頭的完整性，另一方面CIS系統(tǒng)的注水吸收熱量后沸騰蒸發(fā)為水蒸氣，水蒸氣的大量產(chǎn)生對(duì)安全殼環(huán)境條件的惡化有較大貢獻(xiàn)。