DVI管线中小破口叠加IRWST失效引发严重事故的ERVC研究

赵国志，曹欣荣，石兴伟

（哈尔滨工程大学核科学与技术学院，哈尔滨 150001）

在三里岛事故中，堆芯注水在堆芯形成碎片床时已经开始，但最终高温熔融物仍落入下封头，这可能会导致RPV因局部过热而熔穿，使堆芯熔融物流入堆腔混凝土底部，随后堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI），产生大量不可凝气体，对安全壳造成压力载荷［1，2］。由此说明碎片床形成后，仅通过重新淹没堆芯不能有效冷却碎片床从而阻止事故的进一步恶化［3］。根据AP1000最终安全评价报告（FSER）［4］，在导致堆芯损坏的事故序列中，DVI管线之一出现破口叠加IRWST注入失效事故对堆芯损毁贡献最大，达到28.5%。在发生堆芯熔化事故后，AP1000的设计［5］是通过ERVC来实现熔融物堆内持留（IVR），防止堆外蒸汽爆炸、避免底板熔穿，只要RV成功降压，水淹没压力容器至29.87 m标高形成两相流，则会对RV建立适当冷却［6］，并认为当系统卸压后采取ERVC，下封头熔穿是不可能发生的。但在Theofanous教授提出的ROAAM方法中，认为仍存在下封头失效的概率，虽然这个概率很小。

国内对IVR的研究主要集中在没有ERVC的情况下的熔池行为，熔池与下封头的传热，下封头失效等问题［7-9］，对ERVC的研究主要集中在熔池形成后下封头与外侧冷却水的热交换［10，11］，但对于在各个严重事故序列情况下ERVC的启动对内碎片床和下封头的冷却效果的研究工作较少。本文利用SCDAP/RELAP5/MOD3.4最佳估算程序建立AP1000核电厂的事故分析模型，用确定论方法模拟了当DVI管线中、小破口初始事故叠加IRWST失效事故时，启动ERVC对严重事故的缓解作用，讨论了熔池与压力容器内壁面的传热，压力容器外壁面与堆腔冷却水的传热和下封头是否会熔穿等问题。

1 计算模型

建立了AP1000双环路核电厂模型，其模型节点图如图1所示，主要包括［5］一回路压力容器、稳压器、蒸汽发生器及二回路主要设备。二回路主要设备有相关管道和非能动堆芯冷却系统，这包括2个堆芯补给水箱（CMT）、2个安注箱（ACC）、1个安全壳内置换料水箱（IRWST）和1个非能动余热排出热交换器（PRHR HX）。在图1中给出了自动降压系统（ADS）1、2、3、4及其阀门的详细描述，它们都各有两个系列，其中ADS4的每个系列中有一个常开电动阀和一个爆破阀串联放置。堆腔部分主要由入口下降段870、堆腔860、保温层与压力容器下封头之间的流道850和出口上升段的830控制体组成。下封头节点划分如图2所示，其中节块1-14表示下封头容器壁。

图1 AP1000节点图Fig.1 AP1000 nodding diagram

图2 下封头节点图Fig.2 Lower head mesh scheme

2 事故假设条件

事故初始时反应堆于100%额定功率下稳态运行，根据FSER对破口尺寸的定义（小破口当量直径为0.952 cm至5.08 cm，中破口当量直径为5.08 cm至25.4 cm）［4］，该DVI管线破口为小破口和中破口，因此选取尺寸为5.08 cm和15.0 cm的破口为基准事故条件进行计算。计算时假设：两个CMT可正常开启，且CMT在收到“S”信号后延迟10 s开启；两个ACC可正常开启；ADS均正常开启；IRWST注入和PRHR HX失效；二次侧能提供有效热阱；当堆芯开始熔化时，开始向堆腔注水，当熔池开始形成时，堆腔和保温层内侧已经注满冷却水。

3 程序计算与结果分析

首先进行系统稳态计算。计算时令稳压器压力、反应堆进出口温度、二次侧温度压力等参数值与最佳估计值偏差均小于1%。

3.1 事故进程及过程分析

DVI管线破口事故序列见表1。如图3所示，随着一回路压力的下降，ACC和CMT先后开启，仅有一组ACC和CMT对堆芯成功进行安注。CMT水位随时间的变化如图4所示。

表1 DVI管线破口事故序列和缓解措施Table 1 DVI line break accident sequence and mitigation measure

图3 一回路压力随时间的变化Fig.3 Primary coolant circuit pressure history

图4 CMT水位随时间的变化Fig.4 Water level history in CMT

3.1.1 稳压器水位分析

DVI管线出现中、小破口后，稳压器会迅速排空，ACC和CMT开启后，稳压器水位快速回升，在达到峰值后就随着ACC和CMT的排空缓缓下降（如图5所示），若事故为冷段小的冷却剂丧失事故（LOCA），稳压器水位在上升到最高值后保持数分钟［12，13］。这是由于仅有一组ACC和CMT通过DVI管线直接对堆芯进行安注，并且与稳压器波动管线相连的热段高于DVI管线注入接口。

图5 稳压器水位随时间的变化Fig.5 Water level history in pressurizer

3.1.2 CMT平衡管线行为分析

从图6中可以看出，在同样破口尺寸的情况下，在与完好DVI管线相连的CMT的压力平衡管线中的冷却剂在较短时间内即排空，这也是由于DVI管线在堆腔上的注入点低于堆芯出口（堆芯出口低于堆芯入口）之故。

在与破口DVI管线相连的CMT的压力平衡管线中的冷却剂经过一段延时才排空，且延时的长短和破口大小有关；这是由于正常运行时CMT通过位于其上方的，相连的压力平衡管线与RCS保持相同压力，且只有CMT出口管线设有止回阀，当DVI管线出现的破口与安全壳相通时，汽液混合物从CMT平衡管线倒吸的缘故（如图7所示）。

图6 平衡管线含液率Fig.6 Liquid fraction in balance line

图7 平衡管线倒流示意图Fig.7 Flow backwards in balance line

3.2 熔池及下封头行为分析

3.2.1 熔池行为分析

当熔融物坍塌后迅速掉入下封头内［14］，熔池开始形成，并由上而下分为粒子床、金属层和氧化池三层，此时堆腔已经充满冷却水，熔池通过容器壁与外侧冷却水进行强烈的对流换热。以某起事故为例，后期熔池各层的质量随着时间的变化如图8所示。这会推迟了粒子床熔解消失形成两层熔池结构的时间［7］。氧化池的物质主要是堆芯中熔点较低的控制棒材料，这些材料最先熔化并下落到下封头，形成多孔介质［15］。底部的热量需通过多孔介质和容器壁向堆腔水传递，而金属层则直接通过容器壁与堆腔水进行热交换，这在一定程度上会缓解由于氧化层的热量通过金属层侧面传递而导致的热聚集效应。熔池形成5 min时其内部各节点的温度分布随时间的变化如图9所示（不含下封头容器壁）。由于容器壁外侧冷却水的存在，容器壁内侧熔池温度梯度变小［7］。

图8 熔池各层质量Fig.8 Mass of layers in molten pool

图9 熔池形成5 min时熔池的温度分布Fig.9 Temperature distribution of molten pool at 5 minutes after molten pool forming

3.2.2 下封头行为分析

Theofanous认为，在容器内低压情况下，只要容器壁的热通量小于临界热通量，容器壁就不会蠕变失效［5］。下封头各节点的热通量随时间的变化如图10所示。热通量峰值出现在熔池形成初期，此时各节点的热通量仍小于临界热通量［5，14］，整个下封头厚度并未减小（如图11所示），因此ERVC的实施有效阻止了容器壁的蠕变失效。

图10 下封头内壁热通量分布随时间的变化Fig.10 Heat flux distribution history of lower head’s inwall

图11 下封头厚度Fig.11 Thickness of lower head

4 结论

（1）当DVI管线出现中、小破口时，一组ACC和CMT仍可在一定时间内淹没堆腔，对堆芯进行有效冷却，与此同时，当ACC和CMT排空后稳压器水位会立刻再次下降。

（2）与破裂DVI管线相连的CMT平衡管线会出现汽液倒吸现象。

（3）严重事故中ERVC的实施可使下封头容器壁热通量小于临界热通量，且具有较大裕量，从而确保了压力容器的完整性。

由于从堆芯熔化到熔池形成、发展和下封头行为在事故后期具有很大不确定性，且SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序本身对熔融物行为的计算处理颇为近似，且程序本身没有ERVC模型，笔者认为未来工作应在文献调研或实验结果的基础上致力于熔融物行为模型的改进，并将改进结果加入到ERVC模型中。

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