船用核动力装置SBLOCA破口尺寸敏感性分析

【装备理论与装备技术】

船用核动力装置SBLOCA破口尺寸敏感性分析

邢晋，赵新文，陈玉清,杨磊

(海军工程大学 核能科学与工程系，武汉430033)

摘要：针对船用核动力装置，采用SCDAP/RELAP5最佳估算程序，研究小破口失水事故(SBLOCA)进程，分析破口尺寸对事故的影响；结果显示，破口尺寸的大小对SBLOCA事故进程和后果有较大的影响，破口较小时，依靠投入高压安注系统(HPSI)等缓解措施，能够保证反应堆的安全；破口较大时，由于一回路压力较高，低压安注系统(LPSI)无法投入，导致高压熔堆；鉴于不同尺寸破口SBLOCA进程存在较大差异，在对于压水堆小破口失水事故分析研究时，进行破口尺寸敏感性分析是十分必要的。

关键词：船用核动力装置；小破口失水事故；破口尺寸；敏感性分析

收稿日期：2014-06-26

作者简介：邢晋(1991—)，男，硕士研究生，主要从事舰船核安全分析及维修工程研究。

doi:10.11809/scbgxb2015.03.017

中图分类号：TL364;TJ83

文章编号：1006-0707(2015)03-0064-04

本文引用格式：邢晋，赵新文，陈玉清,等.船用核动力装置SBLOCA破口尺寸敏感性分析[J].四川兵工学报，2015(3):64-66.

Citation format:XING Jin, ZHAO Xin-wen, CHEN Yu-qing, et al.Sensitivity Analysis of Break Size of SBLOCA for MNPP[J].Journal of Sichuan Ordnance,2015(3):64-66.

Sensitivity Analysis of Break Size of SBLOCA for MNPP

XING Jin, ZHAO Xin-wen, CHEN Yu-qing, YANG Lei

(Department of Nuclear Science and Engineering, Naval University of Engineering, PLA, Wuhan 430033, China)

Abstract:The progress of small break loss of coolant accident (SBLOCA) in marine nuclear power plant (MNPP) was studied based on the best estimate computer code of SCDAP/RELAP5, and the effect of break size on the accident was analyzed. The results show that break size has great influence on the progress and consequence of SBLOCA. The reactor safety can be ensured in the lesser break size accident if taking some effective measures, such as high pressure safety injection system (HPSI) coming into service. However, because of a high pressure in the primary coolant circuit which leads to the low pressure safety injection system (LPSI) out of work, SBLOCA with larger size break could lead to high-pressure core melt accident. Since the progresses of SBLOCA with different break sizes have large differences, the sensitivity analysis of the break size is necessary when researching the SBLOCA in PWR.

Key words: marine nuclear power plant; SBLOCA; break size; sensitivity analysis

冷却剂丧失事故(LOCA)是船用核动力装置最严重的事故之一[1]，研究表明：在各类内部始发事件对堆芯严重损坏频率中，LOCA贡献值相对较大[2-4]。相比大破口失水事故，在反应堆运行中，小破口失水事故(SBLOCA)发生的概率较高，同时SBLOCA发生时，由于破口流量小，反应堆冷却剂系统压力下降比较慢，低压安注短期内无法投入，可能导致堆芯在高压状态下发生熔化，更严重地造成高压熔喷和直接安全壳加热[5-7]。

本文以典型船用核动力装置为研究对象，采用严重事故分析程序SCDAP/RELAP5，建立严重事故分析模型，研究SBLOCA初始事件引发的严重事故，重点关注破口尺寸对SBLOCA进程的影响，为船用堆破口失水事故下的应对措施提供参考依据和建议。

1研究对象及其模型

本文研究的船用核动力装置是典型双环路压水堆，每个冷却剂环路上设有一台立式倒U型管自然循环蒸汽发生器和一台主冷却剂泵，在其中一条环路热段上安装有一台稳压器。整个装置设计有压力安全系统、辅助水系统等核辅助系统以及停堆冷却系统、安全注射系统等专设安全设施。利用SCDAP/RELAP5程序建立典型船用核动力装置的分析模型。一回路主要由反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵以及相关连接管道组成。其中反应堆芯控制体划分：堆芯径向分为3个区，每个区对应一个冷却剂通道，外加一个冷却剂旁流通道，每个通道沿轴向划分为7个控制体，共28个控制体。模型同时包括相应的核辅助系统和专设安全设施以及二回路相关设备(图1)。

图1　一回路系统节点图

2计算及分析

本文分析典型船用反应堆额定功率运行时，在装有稳压器的环路冷段发生破口，破口当量直径选取主管道内径尺寸(primary coolant piping innerdiametet,PCPID)的3%～10%，共13个破口事故。在分析时并作如下假设：破口不可隔离；反应堆正常紧急停堆；可靠电源投入，系统供电正常；主汽轮机脱扣，蒸汽发生器辅助给水投入，二回路辅机继续耗气，带走堆芯热量；高、低压正常投入。

SBLOCA事故在0.0 s时发生，事故初期进程与一般压水堆SBLOCA事故相似，一回路压力边界破坏，冷却剂通过破口向外喷放，稳压器压力和水位开始下降，如图2和图3所示。当稳压器水位降至低水位报警值时，高压安注系统自动投入，向一回路注水，由于事故初期破口流量大于高压安注流量(图4)，一回路冷却剂继续流失；当压力下降至反应堆低压停堆阈值时，控制棒下插，反应堆停堆；由于冷却剂不断地流失，堆芯出现裸露；此时，破口流失的冷却剂以及蒸汽发生器二次侧产生蒸汽带走堆芯热量，有效地缓解了堆芯温度的上升；随着一回路压力持续降低，冷却剂过冷度逐渐减小，主泵和二回路辅机耗气相继关闭，此时，堆芯衰变热只能依靠破口流出的冷却剂带出，由于排热效率低，不足以及时除去堆芯衰变热，因而堆芯冷却剂大量蒸发，蒸汽在上腔室的集聚迫使压力容器水位快速降低，进而引起堆芯裸露及温度快速上升。

在事故中后期，不同破口尺寸事故进程有很大的区别。

1) 对于3%、3.5%PCPID的破口，在主泵和二回路辅机耗气关闭后，堆芯传热恶化，致使堆芯冷却剂有一个明显的升温升压的过程，由于破口流量较小，堆芯水位维持一定的高度，上部裸露的燃料元件依靠堆芯产生的蒸汽能够得到有效地冷却，在事故发生后15 000 s内燃料包壳温度维持在900 K以下(图5)，没有发生剧烈的锆水反应，燃料元件没有发生破损；事故后期破口流量与高压安注流量达到动态平衡，一回路压力缓慢下降，但仍高于低压安注投入压力。

2) 对于4%～7%PCPID的破口，在主泵和二回路辅机耗气关闭后，由于堆芯的传热恶化，堆芯冷却剂压力和温度也会出现上升，但是上升的幅度随着破口尺寸的增大而减小；随着事故的发展，堆芯温度和压力呈现下降趋势，降温降压速率与破口尺寸呈正相关；但是由于冷却剂的大量流失，堆芯水位迅速下降，对于4.5%和5.5%PCPID的破口出现了堆芯完全裸露的情况，堆芯上部裸露的燃料元件得不到有效的冷却，温度上升，当包壳温度达到1 300 K后，蒸汽和锆合金发生剧烈的氧化反应，燃料元件温度迅速上升，达到2 800 K 以上，燃料元件发生熔化，而且开始熔化的时间与破口尺寸呈反相关；发生熔堆时，一回路压力介于4～6 MPa之间，高于低压安注投入压力阈值，事故发展为高压熔堆严重事故；在事故后期，一回路压力降至低压安注投入阈值，但是由于注入堆芯的水瞬间汽化以及堆芯熔融物落入下腔室造成压力超过低压安注投入阈值，致使低压安注不能持续的向堆芯注水；对于4%～5%PCPID的破口，事故后期，一回路压力高于4 MPa，6%～7%PCPID的破口，事故后期压力维持在低压安注投入阈值压力左右。

3) 对于7.5%～10%PCPID的破口，事故发生初期，一回路冷却剂温度和压力迅速下降，在主泵和二回路辅机耗气关闭后，堆芯传热恶化，堆芯水位迅速下降，裸露的堆芯包壳温度在不到1 000 s的时间内升到2 800 K，堆芯发生熔化。在堆芯开始熔化时，一回路的压力已经降到低压安注投入阈值以下，触发低压安注投入，但是未能阻止熔堆事故的发生，只能对事故后果起到一定的缓解的作用。

在4%～10%PCPID的SBLOCA事故中，堆芯燃料元件均发生不同程度的熔化，熔化程度呈现先增大后减小的趋势，6%PCPID破口造成的堆芯损坏情况最为严重(图6)，这是由于，随着破口尺寸的增加，一回路冷却剂流失量越多，堆芯裸露的程度越严重，燃料元件熔化份额增加；但是，破口尺寸越大，一回路压力下降速率越快，更早地触发低压安注投入(图7)，堆芯水位得到恢复，有效地缓解了堆芯熔化程度。

在发生熔堆的破口中，随着事故的发展，堆芯结构被破坏，部分堆芯熔融物落入压力容器下腔室，形成一定高度的碎片床，但是由于高压安注持续的向堆芯注水以及后期低压安注的投入，对碎片床进行了冷却，下封头未被熔穿，保证压力容器的完整性，避免了高压熔喷。

图2　稳压器压力

图3　堆芯水位

图4　破口流量

图5　包壳温度峰值

图6　堆芯燃料元件熔化份额

图7　堆芯开始熔化及低压安注投入时间

3结论

通过对船用核动力装置破口大小为3%～10%主管道内径的失水事故进行建模分析，可以得出以下结论：

1) 在SBLOCA事故中，破口尺寸对事故进程和后果影响很大。对于破口尺寸较小的事故，在高压安注正常投入的情况下，能够维持一定的堆芯水位，只依靠破口流失的冷却剂能够带走堆芯余热，避免堆芯熔化严重事故的发生；随着破口尺寸的增大，堆芯冷却剂流失过快，单纯依靠高压安注不能维持一回路冷却剂的装量，导致堆芯熔化严重事故。

2) 对于某些破口尺寸失水事故，事故发生后一回路压力下降速率较慢，致使低压安注不能及时投入，只依靠高压安注，不能阻止堆芯冷却剂装量的减少，造成高压熔堆严重事故。

3) 在事故初期，采用二回路辅机继续耗气的方式，能更快地降低一回路的压力，但是辅机耗气受到蒸汽发生器二次侧压力的限制，不能持续地投入，只依靠破口流量不能有效地降低一回路压力，需要在事故缓解措施中考虑其他泄压方式，如一回路直接泄压[8]。

4) 鉴于不同破口尺寸SBLOCA进程存在较大差异，在分析研究压水堆小破口失水事故时，需要对破口大小进行敏感性分析，确定对事故进程影响较大的临界破口尺寸，从而更好地选取典型的破口尺寸研究事故现象。

参考文献：

[1]Фlgaard P L.Potential Risks of Nuclear Ships[R].DE95612954.Technical University of Denmark,1994.

[2]US Nuclear Regulatory Commission.Severe accident risks： An assessment for five US nuclear power plants： NUREG-1150[R].America：USNRC,1990.

[3]US Nuclear Regulatory Commission.Rates of initiating events at US nuclear power plants：1987—1995 NUREG/CR-5750[R].America：USNRC,1999.

[4]Gonzalez C,Queral C,Montero M J.Analysis of cold leg LOCA with failed HPSI by means of integrated safety assessment methodology[J].Annals of Nuclear Energy,2014(69):144-167.

[5]朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安:西安交通大学出版社,2004：91-136.

[6]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.

[7]博金海，王飞.小破口失水事故研究综述[J].核科学与工程,1998(2):81-88.

[8]谢海燕.船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析[J].原子能科学技术,2010， 44(增刊):227-232.

(责任编辑杨继森)