压水堆严重事故管理入口标准研究

张龙飞，雷世雄，余方伟

（1.海军工程大学 核能科学与工程系，湖北 武汉 430033；2.海军驻719研究所军代表室，湖北 武汉 430064）

2011年发生的日本福岛核事故再次说明，尽管严重事故发生的概率很低，但必须要考虑严重事故的预防和管理［1］。严重事故管理中一项重要工作就是确定何时进入严重事故管理，即在事故演变过程中，找到严重事故管理的入口标准，采取有效措施，终止事故进程或缓解事故后果。通常，反应堆出口温度在严重事故管理导则的执行中起到重要的参考作用，当反应堆出口温度超过某一定值时，事故管理就从应急运行规程（EOP）过渡到严重事故管理导则（SAMG）。此外，在严重事故管理导则中，反应堆出口温度还作为判断堆芯损伤状态以及严重事故管理措施是否有效的重要依据。但是，反应堆出口温度并不一定总是可靠地反映堆芯的受损状态，在某些情况下，反应堆出口温度可能会给严重事故管理带来错误的指示。为此，本文提出以堆芯热通道出口温度为依据的严重事故管理入口标准，研究反应堆出口温度、堆芯热通道出口温度与堆芯实际状态之间的关系，以确定实施严重事故管理的入口标准。

1 RELAP／SCDAPSIM 程序

本文采用最佳估算程序RELAP／SCDAPSIM 作为研究工具，该程序是公认的能模拟严重事故瞬态过程最详细的基于机理模型的最佳估算程序，具有预测严重事故下热工水力及堆芯损坏进程的能力。RELAP／SCDAPSIM 程序由SCDAP和RELAP5两个主要程序耦合而成，保留了RELAP5程序热工水力学计算的全部功能。其中，SCDAP程序除了可精确模拟堆芯燃料、包壳、定位格架等部件在严重事故瞬态过程中的行为特性外，还包含有专用的二维有限元下封头分析模型（COUPLE），不但能计算堆芯碎片床和下封头的温度分布及升温过程，还能预测压力容器下封头失效的位置和时间［2］。

2 计算模型

本文以国际上典型的第二代百万千瓦级压水堆核电站为对象，参考对象为三环路压水堆，反应堆热功率为2 445 MW。每条冷却剂环路包括1台立式U 型管自然循环蒸汽发生器和1台主冷却剂泵及其相应的管道。在其中1条环路上安装有1个稳压器。

堆芯的详细计算模型如图1、2所示。堆芯内157盒燃料组件沿径向由内向外划分为5个通道，每个通道的燃料组件数分别为5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿径向划分为5个节块，沿轴向划分为10个节块。为了模拟堆芯在失去几何形状情况下冷却剂的流道变化，模型的建立考虑了各通道之间的流量交叉混合［3］。

图1 堆芯径向通道划分Fig.1 Nodalization of core radial channel

图2 堆芯及压力容器轴向节点划分Fig.2 Axial nodalization of core and vessel

为获得可信的计算结果，本文针对SCDAP程序的选项进行了大量敏感性计算分析，选取了比较合理的选项，如压力容器的失效标准由程序计算得到，而不是通过指定失效温度实现。

3 计算与分析

3.1 初始条件与假设

瞬态开始前反应堆稳态运行于满功率水平，瞬态开始后假设：1）当量直径分别为15、20、25cm的破口发生在稳压器所在环路的热管段；2）在无事故管理措施的情况下，反应堆冷却剂系统仅有非能动安注箱可执行其安全功能，高压安全注射系统和低压安全注射系统均失效。

3.2 无事故管理的基准过程

无事故管理的基准过程的计算结果示于图3。从图3a可看出，破口事故发生后，稳压器压力迅速下降到热管段冷却剂的饱和压力。由于冷却剂通过破口流失的量远大于冷却剂因沸腾造成的体积膨胀，导致系统的压力持续下降。当非能动安注箱向反应堆冷却剂系统进行注射时，系统压力的下降速度得到一定程度的缓解。约在破口发生后1 000s，稳压器压力下降到一很低的水平。从图3b可看出，由于冷却剂通过破口大量流失，压力容器水位快速下降，在非能动安注箱动作之前，压力容器水位已下降到堆芯顶部以下，导致堆芯上部裸露。非能动安注箱动作以后，堆芯活性区再次被冷却剂完全淹没。然而，随冷却剂的持续流失以及非能动安全注射的结束，堆芯再次裸露，当堆芯表面峰值温度达1 000K时，缓慢的锆水反应开始出现。图4示出了热工水力控制体131（通道1）、151（通道3）、171（通道5）（具体位置见图2）的温度变化，即堆芯3条通道对应的流体出口温度。为方便比较，图中也示出了堆芯表面的峰值温度的变化过程。

在破口当量直径为15cm 的事故过程中，当堆芯表面峰值温度达到1 064K 时，堆芯中心通道的流体出口温度首次超过900 K。然而，即使堆芯表面峰值温度高达2 800K 时，堆芯最外侧通道流体的出口温度也始终未达到900K。在破口当量直径为20cm 和25cm 的事故过程中，当堆芯表面峰值温度达到1 100K时，堆芯中心通道的流体出口温度首次超过900K，但是，堆芯最外侧通道流体的出口温度也始终未达到900K。可见，热通道的流体出口温度可作为判断堆芯受损状态的重要依据。因此，本文提出当堆芯热通道流体出口温度达900K时，可作为严重事故管理的入口标准，因为温度在900K 以下时，通常认为温度测量系统还能给出正确的温度指示。

图3 无事故管理过程中稳压器压力和堆芯液位曲线Fig.3 Pressurizer pressure and core water level curves without AM

图4 堆芯表面峰值温度与堆芯通道出口温度曲线Fig.4 Peak core and exit fluid temperature curves

3.3 有事故管理的大破口失水事故

在无事故管理的基准事故过程中，对于破口当量直径为20cm 的情况，热通道出口温度在1 670s时达900K，堆芯出口温度（压力容器外）在2 510s时达900K。为此，本文分别进行了两种对比计算，第1种是在2 510s时对两条完整环路进行高压安全注射，第2种是在1 670s时对两条完整环路进行高压安全注射。假设每条完整环路的高压安全注射流量均为30kg／s，主要参数的计算结果示于图5。

从图5a可看出，高压安全注射开始时间较晚的情况下，堆芯会出现约1 000s的完全裸露。相反，较早高压安全注射情况下，堆芯完全裸露的时间很短，且堆芯在较短的时间内再次被冷却剂完全淹没。从图5b、c可看出，在高压安全注射开始时间较晚的情况下，堆芯表面峰值温度在2 510s时超过2 500K。当水注射到处于高温状态的反应堆中时，堆芯内出现剧烈的锆水反应，伴随大量氧化热的释放，造成堆芯进一步的受热。因此，当反应堆出口温度（压力容器外）达到900K时开始高压安全注射不会缓解事故，相反，在剧烈锆水反应的作用下会加速堆芯的损伤。

但是，在较早高压安全注射情况下，堆芯表面峰值温度在1 670s时仅为1 031K，此时锆水氧化反应非常缓慢。高压安全注射开始后，堆芯表面峰值温度升高了约200K，整个事故过程中氢气的产生量极少，堆芯的几何形状始终保持完整，高压安全注射有效地阻止了堆芯熔化。由此可见，当堆芯热通道流体出口温度达到900K时开始严重事故管理对于缓解事故进程的作用非常明显。

图5 有事故管理过程中反应堆压力容器水位、堆芯表面峰值温度和累计产生氢气质量曲线Fig.5 Reactor pressure vessel water level，peak core temperature and integrated mass of generated hydrogen with AM

4 结论

1）反应堆出口温度（压力容器外）不能较好地反映堆芯表面峰值温度和实际堆芯受损状态。2）当堆芯表面峰值温度在1 200K 以下时，堆芯热通道流体出口温度能较好地反映堆芯的裸露程度和受热状态。3）当堆芯表面峰值温度超过1 500K，堆芯内出现快速的锆水氧化反应时，堆芯热通道流体出口温度也不能准确反映堆芯表面峰值温度和实际受损状态。4）较晚时机的注水，例如当堆芯表面峰值温度达2 000K时开始注水，不能有效阻止堆芯熔化，相反还会加剧锆水反应，加速堆芯熔化。5）当堆芯热通道流体出口温度达900K时对堆芯进行高压安全注射是有效的，可作为严重事故管理的入口标准。

［1］ 陈耀东，周拥辉，石俊英，等.福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析［J］.原子能科学技术，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］ 张龙飞，张大发，王少明.压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究［J］.原子能科学技术，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）.