船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究

张 帆，陈 航，张彦招，晏 峰

（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉 430033）

船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究

张 帆，陈 航，张彦招，晏 峰

（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉 430033）

采用MELCOR程序，对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算，并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明：若应急电源无法投入，最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效；所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上，且释放的I主要以CsI形式存在，滞留量大，气载量小。事故进展快慢取决于破口当量尺寸，但氢气的产量与堆芯温度、堆芯残余水量相关，与破口当量尺寸无直接关系，堆舱内发生氢爆可能性不大。本文计算结果可为应急抢修和应急决策提供技术支持。

严重事故；源项；核应急

船用核反应堆发生严重事故，可能导致芯块熔化、堆芯坍塌、下封头失效甚至船底熔穿、放射性物质向舱室和环境释放，造成船用核动力系统失去动力、舱室和周围一定范围的环境污染，影响运行人员、公众与环境安全。船用核动力系统作为移动的核设施，严重事故概率高，其核事故特点及应急救援条件与核电站有较大差别。因此，对船用核反应堆进行严重事故进程研究，掌握事故发展进程时间关键节点及后果，对制定事故缓解措施及事故应急至关重要。

目前，国内外对于核电站严重事故研究进展较快，迄今为止，除燃料冷却剂相互作用、压力容器下封头内熔融物可冷却性、压力容器外熔融物可冷却性、安全壳直接加热等个别问题外，对严重事故的大部分现象和物理机理已有了较透彻的认识［1］，建立了各种物理模型，开发了大批分析程序和实验数据库。大多数成熟通用软件的计算模型主要针对核电站开发，但对于船用核反应堆，尚无专用的计算软件。因此，对于船用核反应堆，对严重事故进行计算分析，需对相关软件进行二次开发。

基于此，本文采用国际通用严重事故一体化程序MELCOR，根据船用核动力系统堆芯及一、二回路特点，进行程序的二次开发。通过对堆芯、系统主要设备、回路建模，选取典型破口叠加全船断电严重事故序列，对不同破口严重事故下反应堆主冷却剂系统泄漏率、堆芯损坏后下封头失效时的压力、停堆至堆芯冷却剂蒸干的时间、堆芯熔化和解体、坍塌、压力容器失效、堆熔喷射、燃料放射性释放和迁移等进行模拟研究［2］。

1 计算模型

1.1 系统流道及控制体划分

要准确模拟事故后果，首先要准确模拟事故下冷却剂的热工、水力响应［3－4］。热工、水力的数据为事故后果计算，如氢气爆燃、堆芯熔化、压力容器失效、熔融物扩散、放射性释放及扩散等提供边界条件，同时这些后果数据又反馈到热工、水力模块中，进行迭代修正计算。所以，热工、水力的计算是MELCOR的基础。

船用核动力装置一回路为双环路，为准确计算事故下核动力装置热工、水力响应，将主回路包括蒸汽发生器、稳压器、主泵、主闸阀、止回阀、管道在内共划分为36个控制体，一回路辅助系统包括安注、补水、喷淋等共划分为11个控制体，二回路给水、蒸汽排放管道等共划分为8个控制体，其余如压力容器外屏蔽水箱、堆舱、堆坑、大气、海水环境共划分为5个控制体，共计60个控制体，控制体之间由流道连接。

由于MELCOR没有专门的泵模型，建模时将主泵作为流道处理，并通过控制函数、表格函数模拟泵高速、低速、惰转等动力学特性。止回阀、主闸阀等阀门亦作流道处理，并根据实际结构等参数确定摩擦、形状阻力。通过安注过程中的积分水量控制实现安注系统水源之间的切换。建立余热排出冷却器、海水热阱实现安注再循环过程。

1.2 压力容器及堆芯网格划分

堆芯网格划分及计算决定事故下的堆芯熔化过程。本计算将反应堆压力容器部分划分为9个控制体，其中堆芯活性区1个、堆内旁通区域1个、环形下降通道1个、下腔室1个、下支撑板区域1个、压紧组件区域1个、上腔室2个、上部环形区域1个。这样的控制体划分可在较为准确的热工水力模拟基础上减少因控制体流道增加带来的计算量，也可减少因模型局限性而带来的计算失真（如液相悬空等）。

图1 压力容器堆芯部分节块划分Fig.1 Core node in pressure vessel

建立压力容器控制体间的流道时，考虑了堆芯旁流、上顶盖冷却流、出口接管旁流等堆内的流量分配，并根据堆内结构及设计参数调整各种阻力系数，最终使流量分配与反应堆实际相符。堆芯活性区径向划分为7圈，轴向划分为12层，并通过指定各节块径向功率因子和轴向功率因子确定衰变热分布。压力容器堆芯部分节块划分示于图1。

1.3 计算参数设置

MELCOR计算的相关参数设置列于表1。

表1 MELCOR相关参数设置Table 1 Main parameters setting in MELCOR

2 程序验证

由于严重事故很难验证，因此本计算采用部分验证方法：即首先进行稳态设计参数验证，然后参照安全分析报告对设计基准事故进行部分验证，若符合较好，则可部分验证已调用计算模块的准确性。

2.1 稳态验证

利用MELCOR计算了反应堆稳态运行参数，并与实际运行参数进行了比对，比对结果列于表2。由表2可见，计算结果与实际运行参数符合较好。

表2 稳态参数比对Table 2 Comparison of stable state parameters

2.2 设计基准事故验证

参照该反应堆最终安全分析报告提供的设计基准事故进行了计算比较，本文仅选择失水事故进行部分比对。具体参数比较结果列于表3。由表3可见，计算结果与安全分析（安分）报告符合较好，验证了计算模块的准确性。

表3 失水事故主要计算结果比较Table 3 Comparison of main results of LOCA

3 计算结果及分析

3.1 计算结果

选取船用堆破口叠加全船断电事故进行计算，事故发生后应急电源无法投入［6－7］。计算时冷管段破口当量直径分别选取为1.86%DMAIN、3.72%DMAIN、5.58%DMAIN、9.29%DMAIN、14.87%DMAIN、18.59%DMAIN、29.74%DMAIN、 37.17%DMAIN、100%DMAIN。事故主要输入参数及假设列于表4，事故进程列于表5。

从表5的事故进程可看出，随着破口尺寸（1.86%DMAIN破口除外）的增加，压力容器失效时间缩短，舱底失效时间缩短，事故进程更快。这是因为破口尺寸越大，堆芯完全裸露时间越短，堆芯内燃料元件越早开始熔化、坍塌，压力容器失效时间也越短。1.86%DMAIN当量直径破口时，由于压力容器泄压缓慢，将导致稳压器安全阀起跳卡开，其事故规律与其余破口不同。不同破口尺寸下的舱底失效进程示于图2。由图2可见：除1.86%DMAIN当量直径破口外，其余事故随破口当量直径的增大，压力容器下封头失效时间、舱底失效时间缩短；而1.86%DMAIN当量直径破口事故，由于破口极小，压力容器泄压缓慢，事故导致高压熔堆，事故进程反而较3.72%DMAIN当量直径破口事故快。

表4 事故主要输入参数及假设Table 4 Main input parameter and hypothesis of accident

表5 破口叠加全船断电事故进程Table 5 Process of combination of LOCA and blackout accident

图2 舱底失效进程Fig.2 Process of cabin bottom rupture

事故下氢气的产量不仅与堆芯温度相关，也与堆芯残余水量相关，对于大破口事故，由于破口流量较大，堆芯迅速裸露，没有足够多的水或水蒸气参与锆水反应，产氢量反而不如破口较小的事故。不同破口尺寸下的产氢量示于图3。由图3可见，产氢量介于堆芯最大产氢量mmaxH2的31%～46.5%之间。

图3 不同破口尺寸下的产氢量Fig.3 H2production under different breaks

3.2 后果分析

1）放射性后果分析

事故下释放至堆舱的放射性核素［8］的份额列于表6。由计算可知，对于当量直径为1.86%DMAIN～100%DMAIN的破口事故，I释放量为堆芯累积总量的80%以上，释放的I几乎全部以CsI形式存在，经在压力容器、一回路管道、设备中滞留后，其中30%左右CsI释放至堆舱，但大量滞留、吸附在堆舱舱底水中、堆舱设备表面，最终存在于堆舱气载的不足1%；惰性气体释放量为堆芯累积总量的80%左右，全部释放至堆舱大气中，几乎无滞留。

对于当量直径为1.86%DMAIN的事故，由于事故导致安全阀起跳，大部分放射性物质释放至环境，仅有27.5%的惰性气体和不到1%的I［9］释放至堆舱大气中。

2）堆舱氢气燃烧、爆炸的可能性分析［2］

堆舱内氢气燃烧时氢气、氧气的摩尔份额阈值分别为0.1、0.05，氢气爆炸时氢气、氧气、水蒸气的摩尔份额阈值分别为0.14、0.09、0.3。

从目前的计算可知，破口导致的严重事故，堆舱内会有大量水蒸气，水蒸气的摩尔份额远大于0.3，因此堆舱内不会有氢气爆炸的可能。但氢气会在堆舱内燃烧，燃烧产生压力波，会使堆舱内出现压力峰，但均不会超过堆舱设计压力，即堆舱不会因为氢气燃烧导致结构损坏。

表6 事故下堆舱内放射性核素的份额Table 6 Radionuclide fraction in reactor cabin under accident

3）计算结果的不确定性分析

由于严重事故过程复杂，有些过程的机理性研究还不够充分，某些过程采用的是半机理、半经验的处理方式［4］。对于某些经验公式中的部分不确定的参数，程序给出了推荐值，当改变这些推荐值时，会导致事故序列的时间误差，但对于事故结论没有改变，对放射性后果的误差也不大，基本在2%以内。通过多次敏感性分析及参照核电站计算结果，对不确定的参数选择推荐值。以上结论均是在推荐值的基础上得到的。以上严重事故过程合理，相关参数变化符合物理规律，结果可信。

4 结论

1）破口叠加全船断电事故会导致压力容器失效、舱底失效，事故时间进程快慢与破口当量直径有关。

2）堆芯内氢气的产量不仅取决于温度，还取决于堆芯残余水量，当破口达到一定程度时，产氢量反而减少。

3）堆舱内不会发生氢爆，但会发生氢气燃烧。

4）氢气燃烧产生的压力脉冲不会导致堆舱压力超过设计压力。

5）压力容器下封头失效后，可能导致舱底堆坑内氧气进入压力容器，引发压力容器内氢气燃烧。

6）从事故放射性后果分析，对于破口事故，I释放量为堆芯累积总量的80%以上，释放的I几乎全部以CsI形式存在，若安全阀未起跳，大部分将沉降在堆舱水中或滞留在一回路管道、设备中，最终存在于堆舱气载的不足1%。

7）从事故放射性后果分析，对于破口事故，惰性气体释放量为堆芯累积总量的80%以上，若安全阀未起跳，将全部释放至堆舱内，几乎无滞留。

［1］ 刘宝亭，任俊生，王荣忠，等.翻版改进型核电站严重事故对策的初步研究［C］∥21世纪初辐射防护论坛第三次会议暨21世纪初核安全论坛第一次会议论文集.［出版地不详］：［出版者不详］，2004：35-43.

［2］ MELCOR computer code manuals，Vo1.1：Primer and users guides［R］.US：Sandia National Laboratories，2000.

［3］ 朱继洲.核反应堆安全分析［M］.西安：西安交通大学出版社；北京：原子能出版社，2004：62，96-101.

［4］ 濮继龙.压水堆核电厂安全与事故对策［M］.北京：原子能出版社，1995：104-112.

［5］ Fuel cladding failure criteria，EUR 19256EN［R］.Brussels：European Commission，1999.

［6］ 张龙飞，张大发，徐金良.压水堆大破口失水事故高压安注的缓解能力研究［J］.核动力工程，2008，29（4）：108-111.

ZHANG Longfei，ZHANG Dafa，XU Jinliang.Study on mitigating capability of high-pressure safety injection for large break LOCA in PWR［J］.Nuclear Power Engineering，2008，29（4）：108-111（in Chinese）.

［7］ 齐盼进，肖岷，孙吉良，等.大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究［J］.核动力工程，2005，26（6）：55-57.

QI Panjin，XIAO Min，SUN Jiliang，et al.Study of station blackout caused severe accident process in Daya Bay Nuclear Power Station［J］.Nuclear Power Engineering，2005，26（6）：55-57（in Chinese）.

［8］ SOFFER L，BURSON S B，FERRELL C M，et al.Accident source terms for light-water nuclear power plants，NUREG-1465［R］.US：Nuclear Regulatory Commission，1995.

［9］ 黄高峰，佟立丽，邓坚，等.核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究［J］.原子能科学技术，2009，43（7）：609-615.

HUANG Gaofeng，TONG Lili，DENG Jian，et al.Source term in severe accident induced by large break loss of coolant accident for nuclear power plant［J］.Atomic Energy Science and Technology，2009，43（7）：609-615（in Chinese）.

Accident Process and Consequence Research for LOCA Combining with Blackout Accident of Ship Reactor

ZHANG Fan，CHEN Hang，ZHANG Yan-zhao，YAN Feng
（Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China）

Using MELCOR code，the combination of LOCA and blackout accident of ship reactor was modeled and calculated，and the accident process and source term release were researched.The results show that the accident leads to lower head of pressure vessel and bilge creep-rupture finally without emergency power.The release fraction of inert gases and iodine are above 80%，the main form of iodine is CsI with great deposit and less airborne fraction.The accident process is decided by the equivalent diameter of break size.The production of H2is decided by core temperature and water remaining in the core，but has nothing to do with equivalent diameter of break size.The probability of H2detonation is unlikely to occur.The results can provide technical support for emergency maintenance and emergency decision-making.

serious accident；source term；nuclear emergency

TL334

：A

：1000-6931（2015）01-0115-06

10.7538／yzk.2015.49.01.0115

2013-10-29；

2014-04-20

国家自然科学基金资助项目（11075212）

张 帆（1969—），女，湖北武汉人，副教授，博士，从事反应堆安全分析研究