IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析

胡文超，彭常宏，郭 赟，曾和义

(1.中国科学技术大学核科学技术学院，安徽合肥230027；2.哈尔滨工程大学核科学技术学院，黑龙江哈尔滨150001)

IRIS反应堆严重事故下堆内自然循环及下封头失效分析

胡文超1，彭常宏1，郭 赟1，曾和义2

(1.中国科学技术大学核科学技术学院，安徽合肥230027；2.哈尔滨工程大学核科学技术学院，黑龙江哈尔滨150001)

使用REALP5/SCDAP分析了IRIS堆汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进程及缓解措施。分析结果表明IRIS堆内水装量大，使得堆芯较长时间处于淹没状态，事故发生后近7个小时堆芯开始裸露，10小时后堆芯开始损坏。对于不卸压不安注的情况，压力容器会完全干涸，堆芯和蒸汽发生器之间形成蒸汽自然循环流动，堆芯温度缓慢升高，低熔点的控制棒金属首先熔化落入下腔室并加热下封头，使得下封头底部区域发生蠕变断裂失效。在不卸压的情况下一个上充泵的安注流量就能够缓解事故。

一体化小型堆；严重事故分析；RELAP5/SCDAP

根据IAEA定义，电功率小于700MW的反应堆为中小型堆(small and medium sized reactor),本文分析的IRIS反应堆(International Reactor Innovative and Secure)是由西屋公司联合多个研究所和大学共同设计的一体化小型压水反应堆，该堆的热功率为1000MW，电功率为335MW。IRIS反应堆采用一体化设计，将稳压器，蒸汽发生器，冷却剂泵，控制棒驱动机构内置在压力容器内，消除了大破口事故等设计基准事故，简化了安全系统，提高了反应堆的安全性，根据PRA分析结果，堆芯损坏频率约为1.21×10-8[1]。

由于具有更好的安全性和灵活性，当前国内外对小型反应堆进行了大量研究[2,3],其中基于压水堆技术的小型堆技术难度小，能够较快完成设计并应用。在福岛事故后，监管部门对反应堆安全提出更高的要求，严重事故相关研究变得更加重要。目前关于一体化小型反应堆严重事故研究的公开文献较少，阿根廷的CAREM25小堆和韩国的SMART小堆已经完成了设计，并采用MELCOR程序进行了严重事故分析[4,5]来支持核监管机构的安全审评。国内有对小型化的环路压水堆严重事故的研究[6,7]，并未发现针对一体化小型堆严重事故的研究，当前我国有多个一体化小型堆正在设计之中，所以有必要对其进行严重事故相关研究。

1 分析程序及计算模型

REALP5/SCDAP程序是由美国Idaho国家实验室开发，被国内外监管部门和科研机构认可的反应堆热工设计与事故分析程序。该程序能够计算一、二回路冷却剂流动与换热，堆芯熔化进程，以及下封头的蠕变断裂失效。

本文建立了IRIS堆(见图1)的一、二回路、应急余热排出系统、应急硼酸罐的热工水力模型，堆芯SCDAP和下腔室COUPLE网格模型，图2为IRIS反应堆的RELAP5节点图。根据文献[8，9]将堆芯划分为5个分区，各区燃料组件数目分布为9，16，20，24，20。各区内控制棒组件的数目分别是5，8，8，16，0。下腔室的COUPLE网格在水平方向上有16个节点，垂直方向上20个节点，总计320个节点，285个有限元单元。

IRIS反应堆的初步安全评估报告[10]采用RELAP5程序进行设计基准事故分析，本文采用RELAP5计算得到的稳态结果与文献[11]计算结果比较见表1，比较结果说明本文所建模型是合理可靠的。

表1 稳态计算结果对比

图1 IRIS反应堆结构图Fig.1 IRIS reactor

图2 IRIS反应堆RELAP5节点图Fig.2 RELAP5 node map of IRIS reactor

2 事故缓解措施分析

本文以汽轮机停机和部分失流事故作为始发事件，事故发生后，反应堆紧急停堆，应急余热排出系统未能投入运行，稳压器安全阀能够正常开启和关闭，将一回路压力保持在限值之内，随着冷却剂的不断蒸发，压力容器内水位降低，堆芯裸露，如果没有其他的缓解措施，堆芯最终将熔化。

在本文分析中，当堆芯出口蒸汽温度达到650℃时，反应堆进入严重事故状态。进入严重事故状态后，仅考虑化学与容积控制系统的一个上充泵对事故的缓解，该上充泵能向反应堆提供8.5kg/s的安注流量。

本文根据反应堆进入严重事故状态后，上充泵能否向反应堆进行安注，分析了不卸压情况下汽轮机停机导致的严重事故进程以及其缓解措施，分别记为T1：不卸压，不安注；T2：不卸压，安注；分析了不卸压情况下一个主泵停转引起的严重事故进程及其缓解措施,记为L1：不卸压，不安注；L2：不卸压，安注。事故序列见表2。其中T1和L1安注流量为零，T2，L2安注流量8.5kg/s。

表2 事故进程

IRIS反应堆设计时简化安全系统，取消了高低压安注系统和蓄压箱安注系统，取而代之设计了较大的压力容器，通过增大堆内水装量来替代事故中向反应堆注水。从表2可知，由于IRIS压力容器内冷却剂装量大，使得堆芯较长时间处于淹没状态，事故发生后7h堆芯开始裸露，10小时后堆芯损坏。

对比T1和L1，T2和L2，其严重事故进程是相似的，所以后续只对T1和T2两种情况进行分析，图3和图4是部分参数结果。在不卸压的情况下，一个上充泵的流量就能够缓解事故。对于不采取任何缓解措施的T1和L1，在堆芯燃料棒熔化形成熔池之前，由于控制棒熔化掉入下封头，导致下封头失效，本文终止后续计算。

图3 压力容器内水位Fig.3 Water level in vessel

图4 堆芯表面最高温度Fig.4 Maxium Temperature of core surface

3 压力容器内的自然循环

IRIS反应堆一体化的设计，将泵和蒸汽发生器(SG)内置在压力容器中，取消了连接各部件之间的主管道，且一回路冷却剂在蒸汽发生器管外侧流动，这样的设计缩短了从堆芯出来的过热蒸汽流回堆芯所需经过的管道长度，使得堆芯出来的过热蒸汽能够到达下降段环形区域。

由图5和图6可知，当压力容器内水位降低到下降段环形区域最底部节点时，下腔室内残留的水为过冷水，下降段环形区域内蒸汽为过热蒸汽。下降段区域完全干涸后，下降段内过热蒸汽和下腔室内的过冷水接触，加热下腔室内的过冷水。图5中在36.6千秒时，下腔室过冷水达到饱和，之后下腔室的水不断被蒸发，下腔室变成汽液两相区域，见图6。由于通过堆芯的蒸汽流量变大，见图7，堆芯表面温度会降低，见图4。

图5 下腔室区域节块温度Fig.5 Temperature of hydraulic component

图6 下腔室区域节点空泡份额Fig.6 Void of hydraulic component

图7 堆芯进出口流量Fig.7 Mass flow rate of core

下降段侧的过热蒸汽较堆芯上升热管侧温度低，所以下降段侧蒸汽会更重，当下腔室变成两相区域后，阻挡堆芯上升热管侧和下降段侧蒸汽流动的水封消除，下降段区域较重的过热蒸汽流经下腔室进入堆芯。同时下腔室内的冷却剂被不断加热蒸发直到最终干涸，见图6。

事故开始后，关闭了蒸汽发生器主给水阀门和主蒸汽阀门，传热管内只残留少量的水，蒸汽发生器不能起到排出衰变余热的作用。从堆芯出来的过热蒸汽流经蒸汽发生器时加热蒸汽发生器热构件和管内蒸汽，所以蒸汽发生器一次侧出口蒸汽的温度有所降低，见图8。当下腔室完全干涸后，蒸汽发生器与堆芯之间形成稳定的自然循环，蒸汽发生器一次侧和堆芯流量见图9。

图8 蒸汽发生器进出口温度Fig.8 SG primary side Temperature

图9 堆芯和蒸汽发生器流量Fig.9 Mass flow rate of core and SG

压力容器内堆芯与蒸汽发生器之间的自然循环使得蒸汽被缓慢均匀加热，堆芯在蒸汽的冷却下温度缓慢升高。

图10 稳压器安全阀流量Fig.10 Mass flow rate of safety valve

图11 应急硼酸罐流量Fig.11 Mass flow rate of EBT

4 下封头失效分析

构成堆芯的各种材料中，控制棒银-铟-镉合金的熔点要远低于锆包壳和二氧化铀的熔点，也要低于堆内不锈钢构件的熔点。随着堆芯温度不断升高，当堆芯温度上升到控制棒金属熔点温度后，控制棒首先开始熔化。熔化的控制棒金属流到堆芯下部较冷区域时，会发生凝固。当堆芯下部温度足够高时，熔化的控制棒金属会落入下腔室，如果下腔室残留有冷却剂，控制棒熔融物将被冷却。

对于不采取任何缓解措施的T1和L1，堆芯裸露后，堆芯温度不断升高，控制棒熔融金属掉入干涸的下腔室后，熔融金属不能被冷却。控制棒熔融金属直接加热下封头，使得COUPLE网格的热构件温度不断升高，见图12。在高温高压下，下封头的结构材料会发生蠕变，通过对COUPLE网格下封头最底部两个节点进行蠕变失效计算，在52000s左右下封头将失效。而此时堆芯表面最高温度大约1300K，燃料棒组件尚未熔化。

图12 下封头节点温度Fig.12 Temperature of nodes

5 结论

本文对IRIS一体化小型堆由汽轮机停机和部分失流事故导致的严重事故进行分析，得到如下结论：

(1) IRIS堆内水装量大，使得堆芯在7h内处于淹没状态，10h后堆芯开始损坏。

(2) IRIS结构紧凑，堆内蒸汽流动阻力小，压力容器最终干涸并形成堆芯与蒸汽发生器之间的自然循环，堆内温度缓慢升高。

(3) 低熔点的控制棒金属首先熔化掉进下腔室，直接加热下封头，导致下封头蠕变失效。

(4) 不卸压的情况下，一个上充泵提供的安注流量能够缓解事故。

[1] Mizuno Y, Ninokata H, Finnicum D J. Risk-informed design of IRIS using a level-1 probabilistic risk assessment from its conceptual design phase[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2005, 87(2): 201-209.

[2] Paparusso L, Ricotti M E, Sumini M. World status of the SMR projects[R]. CERSE POLIMI RL, 2011.

[3] ZHENG Mingguang. Small Reactor R&D in China[R]. IAEA TWG-LWR,Vienna, Austria, 2013.

[4] Poier Baez L E, Nunez Mac Leod J E, Baron J H. Severe accident improvements for Carem-25 to arrest reactor vessel meltdown equences [J]. 2001.

[5] Kim J C, Jung G H, Cho J S, et al. Severe Accident Analyses for SMART using MELCOR 1.8. 6 code[J]. 2011.

[6] 许以全,苏云,曹学武. 秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的 研究[J].核动力工程,2004,25(3):279-283.

[7] 张龙飞,舒礼伟,陆古兵.小型压水堆完全丧失电源引发的严重事故研究[J].原子能科学技术, 2012, 46(5): 561-564.

[9] Carelli M D. IRIS Final Technical Progress Report[R]. Westinghouse Electric Company, LLC (US),2003.

[10] Oriani L. IRIS Preliminary Safety Assessment[R]. WCAP-16082-NP, 2003.

[11] Bajs T, Grgic D, Segon V, et al. Development of RELAP5 nodalization for IRIS non-LOCA transient analyses[C].Proc. Amer. Nuclear Society Topical Meeting in Mathematics and Computations. 2003: 6-10

AnalysisofIn-vesselNaturalCirculationandLowerHeadRuptureofIRISunderSevereAccidents

HUWen-chao1，PENGChang-hong1，GUOYun1，ZENGHe-yi2

(1.School of Nuclear Science and Technology, University of Science and Technology of China, Hefei 230027, China ; 2.College of Nuclear Science and Technology, Harbin Engineering University, Harbin 150001, China)

The progression and mitigation measures of the severe accident induced by turbine trip and partial loss of forced coolant flow of IRIS reactor were analyzed with RELAP5/SCDAP computer code. The analytic results show that with the large inventory of water in the vessel, the core will under submerged for a long time, nearly 7 hours later the core begin uncovered, and the core became damaged 10 hours later. For the case with no injection and no depression, the vessel will fully dry out, there will be nature circulation between the core and steam generator, the core temperature will rise slowly, the low melting point control rod metal firstly meltdown, and fall into the lower plenum. The molten control rod material will heat the lower head, under high temperature and high pressure difference, the lower head will suffer creep rupture at the lowest region. For the case with no depression, a charging pump injection will mitigate the severe accident.

Integral small modular reactors；Severe accident analysis；RELAP5/SCDAP

2015-06-02

胡文超(1989—)，男，湖南常德人，在读硕士研究生，现从事反应堆热工设计与安全分析工作

TL364.4

：A

：0258-0918(2017)04-0613-06