船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理研究

(海军工程大学 船舶与动力学院，武汉 430033)

船用核动力装置一回路冷却剂丧失事故发生后，带有一定放射性的高温冷却剂将导致堆舱温度、压力、湿度升高，威胁设备安全性和堆舱完整性，大量放射性物质外泄和扩散，对环境造成放射性污染。如果事故得不到及时的控制，将可能进一步发展成严重事故。为了防止发生严重事故，在满足船用核动力装置机动性特殊要求的前提下，同时考虑船体安全和反应堆安全，制定事故处理规程。

1 事故描述

相对于大破口而言，小破口失水事故(SBLOCA)造成一回路系统降压速率慢，安注系统在一段时间内可能无法投入，事故过程中在高压阶段可能出现长时间堆芯裸露而引起燃料元件升温并烧毁。SBLOCA的具体影响程度与反应堆本身的设计特性、初始运行工况、应急冷却系统设计、破口的大小和位置及具体的瞬态过程有关[1]。

当船用核动力装置一回路系统发生不可隔离的较小尺寸小破口失水事故时，在衰变热较大的情况下，如果破口流失的水量大于高压补水流量，却又不足以带走衰变热[2]，主冷却剂泵停止运行后，由于小破口失水事故反应堆冷却系统降压过程较长，一回路冷却剂储量比较少，若不采取一定的降压手段，长时间不能触发低压安注投入将导致堆芯冷却剂大量汽化，燃料元件可能发生长时间裸露致使燃料元件温度上升至烧毁，这时需要考虑投入危急冷却系统。根据所设计的破口尺寸，在高压补水后不需考虑危急冷却系统而直接考虑低压安注的投入(低压安注失效事故除外)[3]。

对选择的基本事故做如下假定：一回路冷管段SBLOCA(破口不可隔离)后，高压补水系统失效，即为SBLOCA叠加高压补水失效事故。

2 仿真分析软件描述

所使用的核动力装置事故仿真分析软件主要包括堆芯物理仿真程序、一回路冷却剂系统仿真程序，二回路及一回路辅助系统仿真程序及控制系统仿真程序在内的仿真支撑平台和用户操作界面。堆芯物理计算程序采用基于两群三维中子时空动力学模型的堆芯物理实时仿真软件，反应堆和一回路冷却剂系统采用反应堆冷却剂系统热工水力瞬态分析软件，二回路及一回路辅助系统采用流体网络自动建模软件。上述仿真软件运行于仿真支撑平台，通过共享内存区的系统接口变量完成各系统间的数据交互[4]。

应用上述仿真分析软件对船用核动力装置各类事故进行分析，并与核动力装置仿真模拟器计算结果进行比较，计算结果基本符合，表明仿真分析软件对于复杂热工水力流体网络的动态特性能进行比较准确的仿真计算，能比较准确地反映事故后系统重要参数的响应变化情况。

3 事故计算初始条件及假设条件

3.1 计算的初始条件

选取辅机运行工况，应用上述仿真分析软件，对该工况稳态运行进行建模，遵循以下原则。

1) 堆芯燃耗取寿期中期；

2) 稳压器和其它压力调节与保护控制的逻辑关系与定值采用设计值；

3) 功率自动调节，需求功率根据实际功率、蒸汽负荷以及反应堆平均温度计算得到。

由此得到计算的初始条件，稳态运行的结果符合实际情况，见表1。归一化数值处理均规定为辅机工况数值与额定工况数值的比值百分数。

表1 计算初始条件

3.2 计算的假设条件

3.2.1 采取“低压保护停堆”事故处置方式实验计算假设条件

1) 破口位置：右环路冷端主闸阀与反应堆之间(不可隔离)；

2) 稳压器水位降至低水位高压安注泵投入整定值，低水位高压安注泵不投入；

3) 一回路系统压力降至稳压器电加热投入整定值，稳压器电加热投入；

4) 稳压器水位降至稳压器电加热切除整定值，稳压器电加热切除；

5) 一回路系统压力降至反应堆保护系统低压停堆整定值，反应堆停堆；

6) 一回路系统压力降至低压安注投入整定值，低压安注系统投入；

7) 对安注系统采用单一故障准则，仅有一台低压安注泵投入；并假定从安注信号产生到安注泵投入的时间延迟10 s；在低压安注失效的情况下投入危急冷却系统；

8) 反应堆停堆后，二回路辅机耗汽。

3.2.2 采取“切除低压保护系统后手动停堆”事故处置方式实验计算假设条件

1) 破口位置：右环路冷端主闸阀与反应堆之间(不可隔离)；

2) 稳压器水位降至低水位高压安注泵投入整定值，低水位高压安注泵投入信号产生，低水位高压安注泵不投入；

3) 一回路系统压力降至稳压器电加热投入整定值，稳压器电加热投入；

4) 稳压器水位降至稳压器电加热切除整定值，稳压器电加热切除；

5) 切除低压保护系统后选择若干停堆时机手动停堆；

6) 一回路系统压力降至低压安注投入整定值，低压安注系统投入；

7) 安注系统采用单一故障准则，仅有一台低压安注泵投入；并假定从安注信号产生到安注泵投入的时间延迟10 s；在低压安注失效的情况下投入危急冷却系统；

8) 反应堆停堆后，二回路辅机耗汽。

4 计算结果与分析

考虑核动力装置发生一回路冷管段SBLOCA叠加高压补水失效事故后，采取“低压保护停堆”和“切除低压保护系统后手动停堆”两种事故处置方式，并对这两种事故处置方式对事故产生的影响进行分析对比，见表2。对切除低压保护系统后若干手动停堆时机进行计算，选取150 s进行分析。

表2 事件序列对比 s

4.1 计算结果

事故中系统主要参数对比见图1～4。

图1 反应堆核功率

图2 右回路平均温度

图3 稳压器压力

图4 破口流量

4.2 结果分析

事故处置方式①在52 s低压保护停堆，控制棒迅速下插，功率在短时间内由7.2%下降至1.2%(衰变热功率)，接下来以缓慢的速度降低。事故处置方式②在引入破口后到150 s这段时间功率也在下降，这是因为一回路压力边界受到破坏，冷却水通过破口向外泄露，冷却剂压力下降导致冷却剂密度降低，综合其它反馈效应，有效增殖因子减小，从而反应性减小，则反应堆功率降低。150 s时手动停堆，功率从3.2%降至1.7%，150 s后曲线②和曲线①基本吻合(见图1)。同时，提前停堆减少了堆芯产生的热量，右回路平均温度较切除低压保护系统后手动停堆下降更快(见图2)。相应地，一回路系统压力下降速度也更快(见图3)。因此，低压保护停堆的破口流量低于切除低压保护系统后延迟停堆的破口流量(见图4)，可减少冷却剂从破口的流失。除此之外，在破口尺寸相同的情况下，泄压快能更早地触发低压安注投入(见表2)，有利于反应堆的安全冷却。

5 结论

1) 船用核动力装置SBLOCA叠加高压补水失效事故有可以发展成严重事故。SBLOCA发生后低压保护系统是否有效对防止事故的进一步发展和保证反应堆安全有一定影响。

2) 经仿真计算，对比分析低压保护停堆和切除低压保护系统后手动停堆两种事故处置方式，得出采取前一种方式对防止事故进一步发展，保证核动力装置的安全更为合理有效。

3) 船用核动力装置小破口冷却剂丧失事故处理规程规定“解除反应堆‘自动’控制，降低反应堆功率……”。据此，建议对原事故处理规程作进一步验证、修改，以提高事故处理的有效性。

[1] 张 琨，曹学武．压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析[J]．原子能科学技术，2008，42(6)：530-534．

[2] CHANG C H，LEE C H，HONG W T，et al．IIST small break LOCA experiments with passive core cooling injection[J]．Nuclear Engineering and Design，2006，236：19-34．

[3] Severe reactor accident incident response training manual[S]．U S：NRC Pilot program，1987．

[4] 熊光楞，彭先毅.先进仿真技术与仿真环境[M]．北京：国防工业出版社，1997.