劉春容，陳薪正，賀東鈺，江娉婷，陳 鵬，丁 超

（1.中廣核研究院有限公司，深圳 518026；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 100082）

嚴重事故工況下，安全殼內處于高溫、高壓、強輻射的環(huán)境狀態(tài)，會威脅設備和儀表的正常運行。因此，為了評估用于緩解嚴重事故的設備、儀表在嚴重事故工況下的可用性以及設備的嚴重事故鑒定［1］，本文對相關設備和儀表所處位置的嚴重事故環(huán)境條件進行研究。

《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF 102—2016）［2］和 《核動力廠安全評價與驗證》（HAD102/17）［3］以及《壓水堆核電站核島電氣設備設計和建造規(guī)則》（RCC-E）［4］對設備需考慮的嚴重事故工況的環(huán)境條件提出了明確的要求。

為了評估嚴重事故下的環(huán)境條件，國內開展了對先進壓水堆功率工況安全殼內的環(huán)境條件進行計算分析的相關工作［5］，通過概率論的方法確定了安全殼內的環(huán)境條件［6］，針對M310機組計算分析了設計基準事故以及嚴重事故后安全殼內壓力溫度的環(huán)境條件［7］。

本文針對CPR1000核電廠確定了一條通用的包絡性曲線，再根據(jù)梳理的、需要論證的設備和儀表所處的位置細化計算程序模型，提出一種針對設備和儀表位置開展特定的嚴重事故環(huán)境條件的計算方法。同時，由于全范圍嚴重事故管理導則的實施，位于安全殼內的部分設備和儀表使用工況為維修停堆工況（Maintenance Cold Shutdown，簡稱MCS）或換料停堆工況（Refuelling Cold Shutdown，簡稱RCS），這兩種運行模式下，由于堆芯衰變熱較小，事故進程緩慢，安全殼內的嚴重事故環(huán)境條件與功率工況存在差異，因此，我們也應根據(jù)設備和儀表執(zhí)行功能的電廠運行模式計算具有針對性的環(huán)境條件。

1 分析方法及計算程序介紹

EPR核電廠［8］嚴重事故環(huán)境條件考慮的是通用的包絡曲線，在大量的確定論分析的基礎上，本文選取具有代表性的嚴重事故工況開展計算分析，然后根據(jù)計算結果繪制包絡曲線。由于在嚴重事故緩解方面為正向設計，因此，以最終得到的通用包絡曲線作為相關設備和儀表的鑒定條件開展鑒定實驗。在實驗中，將根據(jù)設備和儀表需運行的時間區(qū)間確定鑒定條件的持續(xù)時間。

AP1000核電廠中［9］，根據(jù)劃分的嚴重事故設備可用性論證的時間窗口，針對每個時間窗口內典型的嚴重事故現(xiàn)象選擇具有代表性的事故序列進行計算分析，計算結果直接作為嚴重事故工況下設備可用性論證和設備鑒定的環(huán)境條件。由于AP1000核電廠嚴重事故緩解相關的設備和儀表中，大部分未開展嚴重事故鑒定，因此，采用包絡曲線的方法偏保守，應使用典型工況論證的方法。

目前在CPR1000核電廠中，采用通用的包絡曲線與詳細的曲線相結合的方法。主要過程為：首先選取典型的嚴重事故序列［10］，然后根據(jù)電廠的系統(tǒng)、設備以及相應的安全殼內隔間尺寸等數(shù)據(jù)建立計算程序模型，針對選取的嚴重事故進行計算分析，最后對計算得到的安全殼內的溫度和壓力數(shù)據(jù)進行包絡性考慮，得到最終的嚴重事故環(huán)境條件。

計算分析采用系統(tǒng)性分析程序（Modular Accident Analysis Program，簡稱 MAAP）［11］，該程序可模擬輕水反應堆核電站嚴重事故現(xiàn)象及過程，根據(jù)國內外相關文獻對嚴重事故的描述，本文選取對核電廠具有代表性的嚴重事故現(xiàn)象進行梳理，主要包括以下內容［12-14］：

（1）反應堆一回路冷卻劑系統(tǒng)、反應堆堆坑、安全殼以及密閉建筑物的熱工水力響應；

（2）堆芯裸露、燃料棒加熱、燃料包殼氧化、燃料軟化形變（燃料棒幾何形變）、堆芯材料熔化及遷移；

（3）遷移的燃料（材料）對壓力殼下封頭的加熱、熱載荷和機械載荷、下封頭的失效、堆芯材料向反應堆堆坑的遷移；

（4）堆芯熔融物對混凝土的侵蝕及隨后發(fā)生反應產(chǎn)生氣溶膠；

（5）壓力容器內氫氣的產(chǎn)生、傳輸和燃燒；

（6）裂變產(chǎn)物的釋放（氣溶膠和蒸汽）、傳輸及沉積；

（7）安全殼內放射性氣溶膠行為，包括水洗、氣溶膠重力沉降等；

（8）工程專設安全設施對熱工水力和放射性核素行為的影響。

2 事故序列選取

2.1 功率工況下嚴重事故序列選取

功率工況嚴重事故序列選取的原則如下：

（1）結合一級概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis，簡稱PSA）的結果，選取堆芯損壞頻率大于10-6/堆年或堆芯損壞頻率占總堆芯損壞頻率大于5%的嚴重事故序列。

（2）在一級PSA基礎上，根據(jù)工程經(jīng)驗選取典型的嚴重事故序列。

按照上述方法，最終確定的嚴重事故序列為大破口冷卻劑喪失事故（Large Break Loss of Coolant Accident，簡稱LBLOCA）、未能緊急停堆的預期瞬態(tài)（Anticipated Transient Without Scram，簡稱ATWS）、全廠斷電（Station Black Out，簡稱SBO）、主蒸汽管道破裂（Main Steam Line Break，簡稱MSLB）。

2.2 停堆工況下嚴重事故序列選取

由于停堆工況下導致電廠堆芯損傷（Core Damage，簡稱CD）的概率較小，因此，本文僅選擇停堆工況中概率較高的事故序列進行分析。由于一次側的設備狀態(tài)與功率工況差異不大，計算程序模型與功率工況通用，嚴重事故現(xiàn)象與功率工況基本相同，但是根據(jù)衰變熱功率的包絡性，功率工況模式下的事故分析結果可包絡余熱排出冷卻正常停堆模式（Normal Shutdown with Residual Heat Removal，簡稱NS/RRA）以及蒸汽發(fā)生器冷卻正常停堆模式（Normal Shutdown with Steam Generators，簡稱NS/SG）的工況事故結果，因此不再進行單獨分析。停堆工況主要考慮維修冷停堆模式。

參考CPR1000核電廠一級PSA停堆工況的分析結果，并針對壓力容器狀態(tài)即頂蓋打開和頂蓋關閉兩種狀態(tài)，最終選取的典型事故序列如下：

（1）電廠運行工況（Plant Operating State，簡稱POS）D，熱停堆到冷停堆的中間過程，完全喪失RRA，二次側冷卻失效。一回路滿水，初始溫度為180℃，壓力為3.0 MPa。穩(wěn)壓器雙相，假設穩(wěn)壓器水位為運行水位。

（2）POSE下完全喪失RRA，二回路冷卻失敗。

2.3 換料工況下嚴重事故序列選取

由于換料工況下壓力容器頂蓋處于開啟狀態(tài)，反應堆水池處于盛水狀態(tài)，堆芯衰變熱較停堆工況小。因此，事故后果能被停堆工況頂蓋開啟的工況所包絡，換料工況下的環(huán)境條件可采用停堆工況的環(huán)境條件包絡。

3 計算模型建立

針對CPR1000核電廠，本文利用MAAP程序進行建模，其中安全殼共劃分為4個控制體，如圖1所示，一、二回路節(jié)點劃分如圖2所示。

圖1 安全殼隔間節(jié)點圖Fig.1 Containment compartment node diagram

圖2 一、二回路節(jié)點圖Fig.2 Primary and second system node

4 嚴重事故環(huán)境條件分析

本文根據(jù)一級PSA的分析結果選取具有典型的包絡性的嚴重事故序列清單，用以進行熱工水力環(huán)境條件的計算分析。針對以上選取的嚴重事故序列，利用MAAP程序進行計算分析，通過對不同事故序列計算結果的處理得到了包絡性的曲線，相對濕度為100%。

對于計算的嚴重事故工況，根據(jù)CPR1000電廠的系統(tǒng)設備特點，主要考慮的緩解路徑為：事故發(fā)生后，堆芯出口溫度達到650℃時，開啟嚴重事故卸壓閥進行卸壓。由于破口或者閥門的噴放，導致一回路冷卻劑流失，堆芯裸露，進而加熱熔化，最終將熔穿壓力容器下封頭。熔融的堆芯與安全殼底板發(fā)生熔融物與混凝土反應（Molten Core-Concrete Interaction，簡稱MCCI），并產(chǎn)生大量不可凝氣體釋放到安全殼內，導致安全殼內升溫升壓，當安全殼內的壓力達到5.2 bar（0.52 MPa）時，操作員手動開啟安全殼過濾排放系統(tǒng)進行卸壓，防止安全殼超壓失效。

4.1 功率工況計算分析

4.1.1 通用包絡性曲線計算分析

通過計算得到安全殼大空間內的壓力和露點溫度如圖3和圖4所示。

根據(jù)圖3和圖4，繪制包絡曲線作為嚴重事故工況下安全殼內通用的環(huán)境條件，如圖5所示。

圖3 嚴重事故下安全殼內的壓力變化Fig.3 Pressure change in containment under severe accident

圖4 嚴重事故下安全殼內的露點溫度變化Fig.4 Dewpoint temperature change in containment under severe accident

圖5 嚴重事故環(huán)境條件包絡曲線示意圖Fig.5 Schematic diagram of envelope curve of serious accident environmental conditions

4.1.2 詳細環(huán)境條件計算分析

進行設備可用性論證時，通用的環(huán)境條件為考慮一定裕量后的包絡曲線。由于CPR1000核電廠嚴重事故緩解非正向設計，導致部分設備和儀表的鑒定條件無法滿足包絡曲線要求，因此，需根據(jù)設備和儀表的位置以及使用工況細化嚴重事故環(huán)境條件。另一方面，采用安全殼大空間的溫度和壓力并不能完全表征安全殼內所有設備和儀表在嚴重事故工況下經(jīng)歷的環(huán)境條件。由于設備安裝位置以及運行方式不同，可能導致某些局部壓力和溫度會突破通用包絡曲線。因此，該部分應采用典型工況進行計算，以確定對應設備和儀表的特定環(huán)境條件。

本文針對MAAP程序安全殼模型進行細化，將安全殼內空間劃分為29個隔間，隔間劃分如圖6所示，模擬了11個導熱系統(tǒng)。在MAAP程序中，一回路節(jié)點劃分如圖7所示，各控制體的名稱見表1。

圖6 安全殼隔間劃分Fig.6 Containment compartment division

圖7 MAAP一回路節(jié)點圖Fig.7 Primary system node of MAAP

本文針對嚴重事故下所需的設備和儀表所處隔間進行梳理，以確定受局部高溫高壓影響的設備以及所對應的安全殼隔間，進行單獨分析。通過計算分析，本文得到各個隔間的溫度和壓力。

4.2 停堆工況計算分析

本文針對選取的停堆工況的事故序列，利用MAAP程序的half-loop模型開展停堆工況的計算分析。

表1 安全殼建?？刂企w劃分Table 1 Containment model compartment division

（1）POSD狀態(tài)下嚴重事故序列的計算結果如圖8和圖9所示。由圖可知，該事故工況下安全殼內的壓力和蒸汽分壓（峰值對應露點溫度為131℃）均小于功率工況計算結果。

（2）POSE狀態(tài)下嚴重事故序列的計算結果如圖10和圖11所示，由圖可知，該事故工況下安全殼內的壓力和蒸汽分壓（峰值對應的露點溫度為100℃）均小于POSD工況的計算結果。

綜上所述，部分在停堆工況下使用的設備和儀表，若使用功率工況的包絡曲線太過保守，存在滿足不了使用需求的風險。因此，這部分設備和儀表應考慮停堆工況下的嚴重事故環(huán)境條件。

圖8 安全殼內壓力變化（POSD）Fig.8 Pressure change in containment(POSD)

圖9 安全殼內蒸汽分壓變化（POSD）Fig.9 Steam pressure change in containment(POSD)

圖10 安全殼內壓力變化（POSE）Fig.10 Pressure change in containment(POSE)

5 結論

圖11 安全殼內蒸汽分壓變化（POSE）Fig.11 Steam pressure change in containment(POSE)

本文通過選取功率工況和停堆工況下典型的嚴重事故序列進行分析計算，得到了嚴重事故包絡環(huán)境條件曲線。在此基礎上，本文對根據(jù)設備的位置細化安全殼計算模型以計算詳細環(huán)境條件的方法進行了探討。同時，本文也針對全范圍嚴重事故管理導則，將嚴重事故環(huán)境條件考慮的運行模式拓展至停堆工況，為設備可用性以及設備鑒定的開展提供了關鍵的輸入，也為后續(xù)電廠開展嚴重事故環(huán)境條件計算提供參考。