核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

詹经祥，赵世熙，杨长江

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

詹经祥，赵世熙，杨长江

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型，选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列，针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下，重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明：当堆芯出口温度超过923K(即650℃)，恢复安注建立应急堆芯冷却流量措施对于中、小破口是有效的；启动上充对较小破口效果明显；安注箱有效注入对中破口冷却恶化事故缓解有重要作用。

堆芯冷却恶化；恢复安注措施；启动上充；时间窗口

堆芯冷却恶化由一回路丧失冷却剂引起导致部分或完全堆芯裸露，堆芯余热无法排出，衰变热将导致燃料温度上升，如果没有进一步的堆芯冷却恢复，会导致堆芯损坏。一直以来国内对该现象研究大多集中在严重事故后再注水的有效性评价，着眼于堆芯损伤后的过程，通过向压力容器注水，比较堆芯温度、堆芯氢气产生量来评价再注水的有效性[1-3]。

堆芯出口超过923K到堆芯显著恶化过程存在一段恢复堆芯冷却的最佳时机，安注是恢复堆芯淹没和堆芯冷却的最有效手段。如果在堆芯出口超过923K后，不断尝试建立安注流量或者其他堆芯应急流量成功，那么堆芯水位重新恢复，堆芯冷却得到缓解，避免了堆芯进一步恶化进入严重事故。国内对堆芯损伤前的堆芯冷却时机及缓解手段研究不多。

本文以百万千瓦级三环路核电厂为研究对象，采用机理性严重事故分析程序RELAPSCDAPSIM3.4，重点分析在辅助给水有效情况下，恢复堆芯冷却措施中重启安注的时间窗口、启动上充措施的有效性、安注箱注入与否对缓解不同大小一回路破口的影响。

1 事故进程描述

发生一回路破口事故后，稳压器压力低-低触发安注信号，由于安注系统设备故障或者其他原因安注未能有效注入，堆芯逐渐裸露，堆芯出口温度由饱和蒸汽转变成过热蒸汽，然后快速升温，包壳温度也快速攀升。当堆芯出口温度超过923K后，操纵员尽快尝试建立安注等应急堆芯冷却流量。

当安注成功注入后，过冷的安注水进入高度空泡的反应堆主系统引起冷管段和下降段蒸汽冷凝，通过反应堆堆芯的蒸汽流量增大，致使流出堆芯的过热蒸汽可能引起堆芯出口温度升高。随着压力容器重新注水，冷却水和燃料棒强烈的热交换产生大量的蒸汽。在整个堆芯形成两相流动，会导致堆芯出口热电偶温度快速下降到反应堆系统饱和温度。随着安注不断注入，堆芯水位逐渐恢复，堆芯出口温度、包壳温度大幅下降，堆芯升温得到缓解。

2 分析模型及主要假设

2.1 分析模型

本文建立了百万千瓦级三环路核电厂的模型，主要模拟了反应堆冷却剂系统、二回路系统、专设安全设施和辅助系统，图1为压力容器详细节点划分图。

图1 压力容器模型节点划分Fig.1 Nodalization for reactor pressure vessel

堆芯按照燃料组件的富集度和功率分布在径向划分为130、131、132、133、134五个环形流道(见图2)以及135节点代表的堆芯旁通流道，在轴向每个流道划分为10个节点。在堆芯流道划分的基础上，程序的SCDAP模块对堆芯燃料组件和控制棒组件进行了详细定义，其中燃料组件部分定义了燃料棒的根数、燃料棒的径向和轴向尺寸、燃料组件的功率和燃耗、燃料组件的初始温度分布、燃料组件定位格架的尺寸和材料等；控制棒组件部分定义了控制棒的根数、控制棒的径向和轴向尺寸、控制棒组件的初始温度分布等。另外，SCDAP模块对每个燃料组件内的燃料棒和控制棒分布进行了详细定义(见图3)，其中白色网格代表燃料棒，黑色网格代表控制棒及仪表导向管等。

图2 堆芯径向截面节点划分Fig.2 Radial cross section of core nodalization

图3 燃料组件内燃料棒与控制棒分布图Fig.3 Layout of fuel rods and conrtol rods within fuel assemblies

2.2 计算假设

初始功率、稳压器压力、稳压器水位、反应堆冷却剂平均温度等采用名义值；安注恢复考虑二列安注注入，辅助给水有效。

建立模型后进行稳态计算，表1为稳态收敛时程序计算得到的各主要参数值与核电厂运行名义值的比较，结果表明两者符合很好。

表1 稳态计算结果Table 1 Result of Steady Calculate

3 计算结果分析

3.1 恢复安注失败分析

选取典型等效直径为25mm冷段小破口对该事故工况进行分析。假设安注失效，安注箱、辅助给水有效。当堆芯出口温度超过923K后，操作员始终未能恢复安注建立有效的堆芯应急冷却流量。

当堆芯出口温度超过923K后，操作员未及时动作或者未成功启动安注，堆芯继续裸露并升温，堆芯内部的冷却剂与燃料棒表面包壳发生锆-水反应放出大量的氧化热，产生的氧化热超过了衰变热，加剧了燃料棒包壳表面升温，堆芯燃料包壳表面最高温度超过3000K以上(见图4)，锆-水反应使堆内产生大量的氢气，同时在包壳表面形成了熔点较高的氧化锆。

图4 包壳表面峰值温度Fig.4 Peak cladding temperature

燃料棒局部过热失效，熔融物从燃料棒表面局部形成孔隙处流出，然后进一步熔化其他部分燃料棒，最终形成熔融池，熔融池随着熔化进程熔融池当量直径不断增大(见图5)，以后可能堆芯熔池会坍塌至下封头。

图5 堆芯熔池当量直径Fig.5 Equivalent radius of in-core molten pool

3.2 重启安注的时间窗口

从事故进程看，当堆芯出口蒸汽变为过热蒸汽后，堆芯燃料和包壳升温相当迅速，从堆芯出口温度923K到堆芯出现局部熔化时间较短。

本工况选取了等效直径为15mm、25mm、50mm、75mm、100mm冷段破口进行分析。假设初始安注失效，安注箱达到整定值自动投运、辅助给水有效。

表2给出了中、小破口堆芯出口温度达到923K后操纵员恢复安注最晚的时间窗口，超过该时间堆芯可能会出现局部熔化现象。

表2 注水成功时间窗口Table 2 Time window of SI success

从表2可以看出：在15mm到50mm小破口范围内，随着破口越大，堆芯出口温度到达923K时间越早，这时衰变热也就越大，导致包壳升温更快，所以操作员可以利用的时间窗口越短。

图6～图9分别给出了25mm小破口一回路压力、堆芯水位、包壳表面峰值温度、堆芯熔池当量直径计算结果。

发生冷段破口后，一回路系统压力下降，直到降低到二次侧压力以上(见图6)。由于安注未能及时投运，虽然二次侧辅助给水有效带走部分堆芯衰变热，推迟了堆芯裸露时间；随着冷却剂通过破口进一步流失，堆芯裸露不可避免地加深，如图7所示，14000s后堆芯出现快速裸露，堆芯出口由饱和蒸汽变成过热蒸汽，包壳温度也快速上升。17220s成功启动安注，安注水注入堆芯后，包壳温度迅速下降，如图8所示，包壳表面峰值温度为1700K，堆芯未出现局部熔化(见图9)，成功缓解了事故。

图6 一回路压力Fig.6 Pressure of the RCS

图7 堆芯水位Fig.7 Core liquid level

图8 包壳表面峰值温度Fig.8 Peak cladding temperature

图9 堆芯熔池当量直径Fig.9 Equivalent radius of in-core molten pool

75mm中破口较特殊，堆芯出口温度到达923K后不久安注箱开始投运，随着安注箱反复注入堆芯(见图10)，导致堆芯出口温度出现反复下降上升现象。9240s安注箱排空后，堆芯再次裸露，包壳又开始快速升温(见图11)，计算得到最晚11210s恢复中压安注才能确保堆芯不出现熔化。整个事故过程由于安注箱的注入大大延长了重启安注的时间窗口。

图10 安注箱水容积Fig.10 Water volume of accumulator

图11 堆芯出口温度Fig.11 Core exit temperature

对于更大的中破口100mm，在堆芯出口温度达到923K前，安注箱较早自动投运，暂时阻止了堆芯裸露和堆芯温度升高，安注箱排空后，堆芯再次裸露。当操纵员手动启动安注，此时堆芯衰变热相对较大。破口越大，重启安注时间窗口也越短。

3.3 启动上充恢复堆芯冷却有效性分析

如果安注注入失效情况下，上充可以作为一个重要的缓解措施加以利用，对于一回路较小破口事故具有效果。选取了等效直径为15mm、25mm、35mm冷段破口进行分析。假设安注始终未能有效注入，当堆芯出口温度达到923K后，操作员成功启动一台上充泵，上充最大流量为28.05m3/h。

对于15mm破口，当堆芯出口温度达到923K时，破口流体已经变为蒸汽，破口流量大约为2.3kg/s(见图12)，上充流量为7.78kg/s，因此当上充泵启动后，堆芯水位较快得到恢复，(见图13)，包壳温度也迅速下降(见图14)，堆芯得到了充分冷却。经计算表明：对于25mm破口，如果及时启动上充，堆芯冷却同样快速得到恢复。

图12 破口流量Fig.12 Break mass flowrate

图13 堆芯水位Fig.13 Core liquid level

图14 包壳表面峰值温度Fig.14 Peak cladding temperature

对于35mm破口，破口流量为11.6kg/s，大于上充流量，堆芯始终裸露，包壳温度最后上升到接近3000K(见图14)，堆芯出现熔化。

综上所述，如果在安注未能有效注入情况下，对于25mm以下小破口，启动上充效果明显；对于大于25mm破口，虽然启动上充不能有效恢复堆芯冷却，但可以适当延缓堆芯包壳升温速率，为操作员进一步操作争取了时间。

3.4 有无安注箱注入敏感性分析

首先确定安注箱隔离阀是否已经打开，如果未开启，则手动开启。安注箱是否注入影响到后续事故进程和干预策略。

根据本文前面的分析得知：小于75mm破口在堆芯出口温度达到923K时没有达到安注箱注入压力，安注箱无法注入。因此本工况只分析了75mm、100mm冷段破口。

图15 包壳表面峰值温度(75mm)Fig.15 Peak cladding temperature(75mm)

图15、图16分别给出了75mm、100mm冷段破口有无安注箱注入情况下包壳表面最高温度对比结果。从图中可以看出：如果在堆芯出口温度达到923K后操作员成功开启安注箱隔离阀，较大的安注箱流量注入堆芯，包壳表面最高温度只达到了1100K，堆芯保持完好；如果安注箱未能成功注入，即使有中压安注注入，因注入流量相对较小，不能迅速淹没堆芯，无法阻止包壳进一步升温，包壳表面最高温度快速上升到2500K，堆芯出现熔化。

图16 包壳表面峰值温度(100mm)Fig.16 Peak cladding temperature(100mm)

因此，小于75mm破口，安注箱能否注入无影响；大于75mm破口，如果安注箱无法注入，将造成堆芯熔化。

4 结论

本文针对国内百万千瓦级三环路核电厂，采用RELAPSCDAPSIM3.4程序建模，选取了中、小冷段破口事故作为分析序列，对堆芯冷却恶化现象中恢复安注措施进行了详细的分析计算。分析结果表明：

(1) 堆芯出口温度达到923K后，如果始终未能恢复安注建立有效的堆芯应急冷却流量，势必造成堆芯损坏，将进入严重事故管理；

(2) 对于中、小破口具有较长的时间窗口重启安注恢复堆芯冷却，75mm破口时间最长；

(3) 如果在安注未能恢复运行情况下，对于25mm以下小破口，启动上充措施效果明显；对于大于25mm破口，虽然启动上充不能有效恢复堆芯冷却，但可以适当延缓堆芯包壳升温，为进一步操作争取了时间；

(4) 对于大于75mm破口，安注箱能否注入对事故缓解影响较大，如果无法注入，将造成堆芯熔化。

[1] 张琨，佟立丽，等.压水堆核电厂自然循环对一回路卸压策略的影响[J].核动力工程，2009，30(2)：70-74.

[2] 胡萧，黄挺，等.百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价[J].原子能科学技术，2005，49(11)：2070-2075.

[3] 武铃郡.压水堆核电站严重事故下注水冷却措施的研究[D].上海：上海交通大学，2008.

TheSafetyInjectionRecoveryStrategyResearchforNPPUnderInadequateCoreCooling

ZHANJing-xiang，ZHAOShi-xi，YANGChang-jiang

(China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Beijing 100840，China)

The Paper applied RELAPSCDAPSIM3.4 program to establish the accident analysis model of NPP. The model selects the typical medium、small cold break accident sequence，to do the supportive Thermal-Hydraulics calculation for inadequate core cooling response with the safety injection recovery strategy. This paper emphatically analyzes the time window of Safety injection reinitiation，the effectiveness of adopting activating charging strategy for failure of SI，the sensitivity with or without accumulator injection with an effective auxiliary feed-water. The analysis indicates that：when the temperature of core exit is greater than 923K，the strategy of recovering SI for medium、small cold break is effective；activating charging is beneficial evidently for the small break accident；the accumulator injection plays an important role to relieve the influence of the medium break accidents under inadequate core cooling.

Inadequate core cooling；Safety Injection recovery strategy；Activating Charging；Time Window

2017-08-19

詹经祥(1976—)，男，江西都昌人，高级工程师，硕士，现从事反应堆热工水力及安全分析研究工作

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0258-0918(2017)05-0789-07