蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析

王 伟，陈力生，张 帆，刘海鹏

（1.海军潜艇学院 动力系，山东 青岛 266000；2.海军工程大学 核能科学与工程系，湖北 武汉 430033；3.海军驻431 厂军事代表室，辽宁 葫芦岛 125000）

蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析

王 伟1，陈力生2，张 帆2，刘海鹏3

（1.海军潜艇学院 动力系，山东 青岛 266000；2.海军工程大学 核能科学与工程系，湖北 武汉 430033；3.海军驻431 厂军事代表室，辽宁 葫芦岛 125000）

以严重事故分析程序MELCOR为计算工具，研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故，针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏，着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表明：二回路蒸汽管道会发生超压失效，氢燃导致堆舱邻舱的超压失效。至计算结束，约占累积总量99.61%的Xe和49.96%的CsI从堆芯释放出来。舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%，CsI的分布份额分别为22.2%和2.7%，CsI主要存在于舱底水池中，且泄漏至舱室Ⅱ的份额微少。本文分析结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。

MELCOR；蒸汽发生器传热管；全船断电；超压失效

蒸汽发生器传热管破损是典型的安全壳旁路事故，电站堆的安全壳旁路放射性物质的释放环境为大气［1］。船用堆蒸汽发生器传热管破损，同时丧失船内电源时，会导致一回路主闸阀无法关闭，冷却剂大量泄漏至二回路，导致主蒸汽管道破损，大量放射性物质泄漏至舱室。本文针对船用反应堆的特点，利用严重事故分析程序MELCOR建立船用堆一、二回路计算模型，验证全船断电叠加传热管破损事故发生后主蒸汽管道及舱室失效的可能性，并分析事故下放射性源项的释放和迁移规律［2－3］。

图1 主系统控制体节点划分Fig.1 Node partition of primary system control volume

1 船用堆建模

本文的研究对象是典型的双环路压水堆，稳压器所在环路主冷却剂系统控制体划分如图1所示，系统模拟蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵和主冷却剂管道。堆芯为双流程结构，一回路冷却剂首先经过一流程控制体108进行初次加热，之后经过控制体112流入二流程控制体116，再次加热后流出反应堆。一流程沿径向划分为2个同心圆，二流程沿径向划分为1个同心圆，两个流程沿轴向均划分为15层，其中堆芯活性区部分为12层，下腔室为3层，包括下管板和下腔室。

蒸汽发生器通过传热管将一回路产生的热量传递给二回路，利用二次侧水加热产生的蒸汽推动汽轮机等设备做功。本文所研究的蒸汽发生器为双流程结构（图2），对应于两个流程的数千根U型管分别被等效为3个控制体，分别为上升段、水平段和下降段；下腔室分为进、出两个腔室；两个流程的传热管对应相同的二次侧控制体。蒸汽发生器位于堆舱，堆舱临舱为Ⅰ舱，Ⅰ舱临舱为Ⅱ舱。Ⅰ舱内的管道被隔舱阀分为管段1和管段2。若二回路管段1超压失效或Ⅰ舱超压失效，则分别用1个阀门来模拟。

图2 蒸汽发生器控制体划分Fig.2 Control volume partition of steam generator

2 初始条件及进程分析

2.1 初始条件假设

严重事故初始事件为满功率运行的船用堆发生10根蒸汽发生器传热管双端断裂叠加全船断电事故，事故发生后作以下假设：1）反应堆停堆、主冷却剂泵停转；2）稳压器电加热停止工作，喷雾阀失效；3）应急冷却系统失效；4）蒸汽发生器完全丧失给水，汽轮机停闭；5）高、低压安全注射系统失效；6）喷淋无法投入，舱室通风及空调冷却系统失效；7）手动关闭二回路蒸汽隔舱阀。

2.2 事故进程分析

主要事故进程列于表1。0s时，蒸汽发生器10根传热管发生双端断裂，冷却剂通过蒸汽发生器传热管泄漏至二次侧，一回路压力迅速降低，二次侧压力持续上升。2s时，反应堆停堆且丧失全部电源，主泵停转，二回路给水丧失。操作人员及时准确判断传热管破损，20s时，破损回路隔舱阀手动关闭。伴随着二回路压力的上升，63s时，二回路压力超过设计压力，位于Ⅰ舱的管段1处发生以管道内径为当量直径的破口，蒸汽发生器压力迅速降低，Ⅰ舱的压力迅速上升到峰值后降低，但此压力峰值未达到舱室失效压力设计值。Ⅰ舱的温度随着蒸汽泄漏而上升，在5 268s时，由于氢燃而骤然升高至1 306K，Ⅰ舱超压失效，Ⅱ舱压力瞬间达到峰值，但未达到失效压力。Ⅱ舱温度亦瞬间达到峰值约为1 000K，386s后，降低至473.15K；Ⅰ舱的温度146s后降低至473.15K。由于丧失电源，无法投入安全注水系统，两个流程的堆芯水位持续下降，5 659s时，堆芯活性区完全裸露。随着堆芯的裸露，燃料元件和包壳的温度持续升高，1 379.5s时，包壳破损，气隙释放阶段开始。随着温度的进一步升高，1 714.2s时，堆芯最高温度超过2 308K（程序默认值），堆芯开始熔化，早期容器内释放阶段开始。熔融堆芯堆积在支承板上，不断加热支撑结构，9 914.7s时，支撑结构开始坍塌并掉落至下腔室，加热下封头。19 475.5s时，下封头蠕变断裂，堆芯熔融物掉落至堆坑中，压力容器外释放阶段开始。26 433s时，舱底失效，计算结束。

表1 主要事故进程Table 1 Time of key event of accident

反应堆及堆舱的主要参数在事故进程中的变化如图3～7所示。图中，pb为稳压器初始压力，p0为蒸汽管道失效压力，p1为Ⅰ舱舱壁失效压力，H0为堆芯初始水位。

图3 一回路压力Fig.3 Pressure of primary loop

图4 堆芯水位Fig.4 Liquid level of reactor core

图5 破损侧蒸汽发生器压力Fig.5 Pressure of broken steam generator

图6 舱室压力Fig.6 Pressures of cabin

图7 舱室温度Fig.7 Temperatures of cabin

3 事故放射性分析

蒸汽发生器传热管破损事故造成放射性物质主要通过二回路泄漏至舱室，给舱内人员的生命和健康直接带来危害［4］。本文选取对人员安全和舱室辐射环境产生重要放射性后果的两类核素作为研究对象进行放射性分析，即以Xe为代表的惰性气体和以CsI为代表的易挥发性裂变产物。

3.1 放射性物质释放分布

1）惰性气体类裂变产物

选取Xe作为惰性气体的代表，对事故中Xe的放射性释放及总体分布进行分析。在计算结束前，约占累积总量99.61%的惰性气体从堆芯释放出来，其中49.96%为压力容器内释放，49.65%为压力容器外释放（图8）。在压力容器失效后，裂变碎片掉落到堆坑，堆芯剩余的惰性气体几乎全部瞬间从裂变碎片中释放出来。惰性气体的分布如图9所示。释放的惰性气体迅速从蒸汽发生器破口泄漏至二回路，并通过二回路蒸汽管道破口泄漏至舱室。压力容器内释放阶段，一、二回路系统对Xe的滞留较少，该释放阶段结束时，Xe的分布为：47.54%存在于舱室大气中，2.21%滞留于主系统及堆坑内，0.21%存在于二回路系统。压力容器外释放阶段，由于惰性气体瞬间大量释放，至计算结束时，Xe大量积存于一回路，此时，Xe的分布为：56.15%存在于舱室大气中，43.15%滞留于主系统及堆坑内，0.31%存在于二回路系统。

图8 Xe在压力容器内、外的释放份额Fig.8 Release fraction of in-vessel and ex-vessel for Xe

图9 Xe的分布份额Fig.9 Distribution fraction of Xe

2）挥发性裂变产物

选取CsI作为挥发性裂变产物的代表，对事故中CsI的放射性释放及总体分布进行分析。CsI的压力容器内、外释放示于图10。由图10可见，CsI的释放主要发生在压力容器内，在计算结束前，约占累积总量49.96%的CsI从堆芯释放出来。区别于惰性气体，在压力容器失效后，CsI没有从裂变碎片中再次释放。CsI的总体分布示于图11。堆芯释放的CsI从蒸汽发生器破口泄漏至二回路，并通过二回路蒸汽管道破口泄漏至舱室。由图11可见：整个释放阶段，一回路系统对CsI的滞留作用显著，最终滞留份额与舱室滞留份额接近，约为22%；在事故后6 500s，二回路CsI的滞留量变化便趋于稳定，且滞留份额较小，约为5.8%。

图10 CsI的压力容器内、外释放Fig.10 In-vessel and ex-vessel release of CsI

图11 CsI的总体分布Fig.11 Overall distribution of CsI

3.2 舱室放射性分析

蒸汽发生器传热管破损会导致放射性物质泄漏至舱室，对船上人员造成放射性危害。本文对典型放射性物质Xe和CsI的舱室分布进行分析。

1）惰性气体类裂变产物分析

图12示出舱室内惰性气体Xe的分布份额。蒸汽管道超压断裂后，Xe泄漏至舱室Ⅰ，导致舱室Ⅰ失效前的放射性上升至24.6%。整个事故过程中，舱室Ⅰ的Xe有两次向舱室Ⅱ大幅泄漏：第1次为事故后5 268s，氢爆导致舱室Ⅰ超压失效，在500s时间内，约占堆芯总量11%的Xe泄漏至舱室Ⅱ；第2次为事故后10 490s，由于一回路压力波动导致的舱室压力波动，在660s时间内，舱室Ⅱ内的Xe达到约为堆芯总量的18%。至计算结束，舱室Ⅰ和Ⅱ内的Xe的分布份额分别约为38%和18%。

图12 Xe的舱室分布份额Fig.12 Distribution fraction of Xe in cabin

2）挥发类裂变产物分析

CsI的舱室分布份额示于图13。由图13可见，至计算结束，CsI在舱室Ⅰ和Ⅱ内的分布份额分别为堆芯累积总量的22.2%和2.7%。

图13 CsI的舱室分布份额Fig.13 Distribution fraction of CsI in cabin

图14示出CsI在舱室Ⅰ和Ⅱ内的分布状态。由图14可见：沉降在热构件上的CsI极其微少，分别占堆芯累积总量的10－4和10－5量级；至计算结束，舱室Ⅰ和Ⅱ内的CsI绝大部分沉降到舱底水池中，分别占堆芯累积总量的21.3%和1.9%；而在大气中的份额分别为0.9%和0.8%。

由图13、14可见，区别于Xe，由于舱室Ⅰ失效前CsI几乎全部沉降到舱底水池中，舱室Ⅰ失效瞬间几乎没有CsI泄漏至舱室Ⅱ。整个事故过程中，CsI仅有一次向舱室Ⅱ泄漏，即事故后10 490s，舱室Ⅰ大气中的CsI约为10%，由于一回路压力波动导致的舱室压力波动，在660s时间内，舱室Ⅱ内的CsI达到约为堆芯总量的2.5%。

图14 舱室Ⅰ（a）和Ⅱ（b）内CsI的分布状态Fig.14 State of CsI released in cabinⅠ（a）and cabinⅡ（b）

4 结论

通过分析蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故，及事故下裂变产物释放、迁移、滞留特点及分布情况，得出以下结论。

1）传热管泄漏会导致二回路管道超压失效。事故后5 268s，后辅机舱发生氢燃并导致其超压失效。氢燃使两个舱室的温度瞬间分别达到1 308K和1 000K，高温会给船员带来致命危害。

2）至计算结束，约占累积总量99.61%的Xe从堆芯释放出来，其中49.96%为压力容器内释放，49.65%为压力容器外释放，56.15%泄漏至舱室大气中。一回路对Xe的滞留主要发生在压力容器外释放阶段，高达43.15%。二回路对惰性气体Xe的滞留作用较小，不超过0.4%。

3）CsI的释放发生在压力容器内，至计算结束，约占累积总量49.96%的CsI从堆芯释放出来。整个释放阶段，一回路系统对CsI的滞留作用显著，最终滞留份额与舱室滞留份额接近，约为22%。二回路CsI的滞留份额较小，约为5.8%。

4）舱室Ⅰ失效瞬间，泄漏至舱室Ⅱ的Xe约占堆芯总量的11%，而CsI几乎未发生泄漏。事故后10 490s，一回路压力波动导致舱室压力波动，舱室Ⅱ内的Xe和CsI分别达到了约为堆芯总量的18%和2.7%。至计算结束，舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%，CsI的分别为22.2%和2.7%。

5）沉降在舱室热构件上的CsI极其微少，分别占堆芯累积总量的10－4和10－5量级。至计算结束，舱室Ⅰ和Ⅱ内的CsI绝大部分沉降到舱底水池中，分别占堆芯累积总量的21.3%和1.9%，而在大气中的份额分别为0.9%和0.8%。

［1］ 黄高峰，佟立丽，曹学武.AP1000SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析［J］.核动力工程，2009，30（5）：84-88.

HUANG Gaofeng，TONG Lili，CAO Xuewu.Analysis of fission product behavior in bypass containment severe accident induced by SGTR of AP1000［J］.Nuclear Power Engineering，2009，30（5）：84-88（in Chinese）.

［2］ 吴斌，贾铭椿，龚军军.船用堆核事故状态下源项特性及计算方法研究［J］.海军工程大学学报，2003，15（5）：87-90.

WU Bin，JIA Mingchun，GONG Junjun.Character and calculation method of nuclear accident source term of marine reactor［J］.Journal of Naval University of Engineering，2003，15（5）：87-90（in Chinese）.

［3］ 郑啸宇，黄高峰，曹学武.利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究［J］.核动力工程，2010，31（5）：108-112.

ZHENG Xiaoyu，HUANG Gaofeng，CAO Xuewu.Study on radiological consequence induced by SGTR accident with alternative source term［J］.Nuclear Power Engineering，2010，31（5）：108-112（in Chinese）.

［4］ VIEROW K，LIAO Y，JOHNSON J，et al.Severe accident analysis of a PWR station blackout with the MELCOR，MAAP4and SCDAP／RELAP5codes［J］.Nucl Eng Des，2004，234（1）：129-145.

Radioactive Analysis on Accident of SG-tube Rupture Coupled with Whole Ship Blackout

WANG Wei1，CHEN Li-sheng2，ZHANG Fan2，LIU Hai-peng3
（1.College of Power Engineering，Navy Submarine Academy，Qingdao 266000，China；2.Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China；3.Military Representative of Navy431 Factory，Huludao 125000，China）

Based on MELCOR which is the severe accident analysis integration program，the accident of SG-tube rupture coupled with whole ship blackout was researched.Considering the release of radioactive material to other cabins in the case of SG-tube rupture，the release，migration，retention and distribution characteristics of the noble gas and CsI were analyzed.The result shows that steam pipe of the secondary loop would be overpressure failure and hydrogen combustion would result in overpressure failure of the adjacent ones of reactor cabin.At the end of the computation，about 99.61%of Xe and 49.96%of CsI in total cumulative amount were released from the reactor core.In cabinⅠandⅡ，the distribution fraction of Xe was 38%and 18%，and t was 22.2%and 2.7%for CsI respectively.CsI was mainly resided in the bottom pool of the reactor cabin，and a small amount of the CsI was leaked to the cabinⅡ.The analysis results will provide help for further analysis on the source dose and for emergency inside and outside the ship.

MELCOR；SG-tube；whole ship blackout；overpressure failure

TL364

：A

：1000-6931（2015）05-0871-06

10.7538／yzk.2015.49.05.0871

2013-12-17；

2014-09-16

国家自然科学基金资助项目（11075212）

王 伟（1984—），男，辽宁沈阳人，博士研究生，舰船核动力维修工程专业