CPR1000核电厂严重事故环境条件计算分析

刘春容，陈薪正，贺东钰，江娉婷，陈 鹏，丁 超

（1.中广核研究院有限公司，深圳 518026；2.生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

严重事故工况下，安全壳内处于高温、高压、强辐射的环境状态，会威胁设备和仪表的正常运行。因此，为了评估用于缓解严重事故的设备、仪表在严重事故工况下的可用性以及设备的严重事故鉴定［1］，本文对相关设备和仪表所处位置的严重事故环境条件进行研究。

《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）［2］和 《核动力厂安全评价与验证》（HAD102/17）［3］以及《压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则》（RCC-E）［4］对设备需考虑的严重事故工况的环境条件提出了明确的要求。

为了评估严重事故下的环境条件，国内开展了对先进压水堆功率工况安全壳内的环境条件进行计算分析的相关工作［5］，通过概率论的方法确定了安全壳内的环境条件［6］，针对M310机组计算分析了设计基准事故以及严重事故后安全壳内压力温度的环境条件［7］。

本文针对CPR1000核电厂确定了一条通用的包络性曲线，再根据梳理的、需要论证的设备和仪表所处的位置细化计算程序模型，提出一种针对设备和仪表位置开展特定的严重事故环境条件的计算方法。同时，由于全范围严重事故管理导则的实施，位于安全壳内的部分设备和仪表使用工况为维修停堆工况（Maintenance Cold Shutdown，简称MCS）或换料停堆工况（Refuelling Cold Shutdown，简称RCS），这两种运行模式下，由于堆芯衰变热较小，事故进程缓慢，安全壳内的严重事故环境条件与功率工况存在差异，因此，我们也应根据设备和仪表执行功能的电厂运行模式计算具有针对性的环境条件。

1 分析方法及计算程序介绍

EPR核电厂［8］严重事故环境条件考虑的是通用的包络曲线，在大量的确定论分析的基础上，本文选取具有代表性的严重事故工况开展计算分析，然后根据计算结果绘制包络曲线。由于在严重事故缓解方面为正向设计，因此，以最终得到的通用包络曲线作为相关设备和仪表的鉴定条件开展鉴定实验。在实验中，将根据设备和仪表需运行的时间区间确定鉴定条件的持续时间。

AP1000核电厂中［9］，根据划分的严重事故设备可用性论证的时间窗口，针对每个时间窗口内典型的严重事故现象选择具有代表性的事故序列进行计算分析，计算结果直接作为严重事故工况下设备可用性论证和设备鉴定的环境条件。由于AP1000核电厂严重事故缓解相关的设备和仪表中，大部分未开展严重事故鉴定，因此，采用包络曲线的方法偏保守，应使用典型工况论证的方法。

目前在CPR1000核电厂中，采用通用的包络曲线与详细的曲线相结合的方法。主要过程为：首先选取典型的严重事故序列［10］，然后根据电厂的系统、设备以及相应的安全壳内隔间尺寸等数据建立计算程序模型，针对选取的严重事故进行计算分析，最后对计算得到的安全壳内的温度和压力数据进行包络性考虑，得到最终的严重事故环境条件。

计算分析采用系统性分析程序（Modular Accident Analysis Program，简称 MAAP）［11］，该程序可模拟轻水反应堆核电站严重事故现象及过程，根据国内外相关文献对严重事故的描述，本文选取对核电厂具有代表性的严重事故现象进行梳理，主要包括以下内容［12-14］：

（1）反应堆一回路冷却剂系统、反应堆堆坑、安全壳以及密闭建筑物的热工水力响应；

（2）堆芯裸露、燃料棒加热、燃料包壳氧化、燃料软化形变（燃料棒几何形变）、堆芯材料熔化及迁移；

（3）迁移的燃料（材料）对压力壳下封头的加热、热载荷和机械载荷、下封头的失效、堆芯材料向反应堆堆坑的迁移；

（4）堆芯熔融物对混凝土的侵蚀及随后发生反应产生气溶胶；

（5）压力容器内氢气的产生、传输和燃烧；

（6）裂变产物的释放（气溶胶和蒸汽）、传输及沉积；

（7）安全壳内放射性气溶胶行为，包括水洗、气溶胶重力沉降等；

（8）工程专设安全设施对热工水力和放射性核素行为的影响。

2 事故序列选取

2.1 功率工况下严重事故序列选取

功率工况严重事故序列选取的原则如下：

（1）结合一级概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis，简称PSA）的结果，选取堆芯损坏频率大于10-6/堆年或堆芯损坏频率占总堆芯损坏频率大于5%的严重事故序列。

（2）在一级PSA基础上，根据工程经验选取典型的严重事故序列。

按照上述方法，最终确定的严重事故序列为大破口冷却剂丧失事故（Large Break Loss of Coolant Accident，简称LBLOCA）、未能紧急停堆的预期瞬态（Anticipated Transient Without Scram，简称ATWS）、全厂断电（Station Black Out，简称SBO）、主蒸汽管道破裂（Main Steam Line Break，简称MSLB）。

2.2 停堆工况下严重事故序列选取

由于停堆工况下导致电厂堆芯损伤（Core Damage，简称CD）的概率较小，因此，本文仅选择停堆工况中概率较高的事故序列进行分析。由于一次侧的设备状态与功率工况差异不大，计算程序模型与功率工况通用，严重事故现象与功率工况基本相同，但是根据衰变热功率的包络性，功率工况模式下的事故分析结果可包络余热排出冷却正常停堆模式（Normal Shutdown with Residual Heat Removal，简称NS/RRA）以及蒸汽发生器冷却正常停堆模式（Normal Shutdown with Steam Generators，简称NS/SG）的工况事故结果，因此不再进行单独分析。停堆工况主要考虑维修冷停堆模式。

参考CPR1000核电厂一级PSA停堆工况的分析结果，并针对压力容器状态即顶盖打开和顶盖关闭两种状态，最终选取的典型事故序列如下：

（1）电厂运行工况（Plant Operating State，简称POS）D，热停堆到冷停堆的中间过程，完全丧失RRA，二次侧冷却失效。一回路满水，初始温度为180℃，压力为3.0 MPa。稳压器双相，假设稳压器水位为运行水位。

（2）POSE下完全丧失RRA，二回路冷却失败。

2.3 换料工况下严重事故序列选取

由于换料工况下压力容器顶盖处于开启状态，反应堆水池处于盛水状态，堆芯衰变热较停堆工况小。因此，事故后果能被停堆工况顶盖开启的工况所包络，换料工况下的环境条件可采用停堆工况的环境条件包络。

3 计算模型建立

针对CPR1000核电厂，本文利用MAAP程序进行建模，其中安全壳共划分为4个控制体，如图1所示，一、二回路节点划分如图2所示。

图1 安全壳隔间节点图Fig.1 Containment compartment node diagram

图2 一、二回路节点图Fig.2 Primary and second system node

4 严重事故环境条件分析

本文根据一级PSA的分析结果选取具有典型的包络性的严重事故序列清单，用以进行热工水力环境条件的计算分析。针对以上选取的严重事故序列，利用MAAP程序进行计算分析，通过对不同事故序列计算结果的处理得到了包络性的曲线，相对湿度为100%。

对于计算的严重事故工况，根据CPR1000电厂的系统设备特点，主要考虑的缓解路径为：事故发生后，堆芯出口温度达到650℃时，开启严重事故卸压阀进行卸压。由于破口或者阀门的喷放，导致一回路冷却剂流失，堆芯裸露，进而加热熔化，最终将熔穿压力容器下封头。熔融的堆芯与安全壳底板发生熔融物与混凝土反应（Molten Core-Concrete Interaction，简称MCCI），并产生大量不可凝气体释放到安全壳内，导致安全壳内升温升压，当安全壳内的压力达到5.2 bar（0.52 MPa）时，操作员手动开启安全壳过滤排放系统进行卸压，防止安全壳超压失效。

4.1 功率工况计算分析

4.1.1 通用包络性曲线计算分析

通过计算得到安全壳大空间内的压力和露点温度如图3和图4所示。

根据图3和图4，绘制包络曲线作为严重事故工况下安全壳内通用的环境条件，如图5所示。

图3 严重事故下安全壳内的压力变化Fig.3 Pressure change in containment under severe accident

图4 严重事故下安全壳内的露点温度变化Fig.4 Dewpoint temperature change in containment under severe accident

图5 严重事故环境条件包络曲线示意图Fig.5 Schematic diagram of envelope curve of serious accident environmental conditions

4.1.2 详细环境条件计算分析

进行设备可用性论证时，通用的环境条件为考虑一定裕量后的包络曲线。由于CPR1000核电厂严重事故缓解非正向设计，导致部分设备和仪表的鉴定条件无法满足包络曲线要求，因此，需根据设备和仪表的位置以及使用工况细化严重事故环境条件。另一方面，采用安全壳大空间的温度和压力并不能完全表征安全壳内所有设备和仪表在严重事故工况下经历的环境条件。由于设备安装位置以及运行方式不同，可能导致某些局部压力和温度会突破通用包络曲线。因此，该部分应采用典型工况进行计算，以确定对应设备和仪表的特定环境条件。

本文针对MAAP程序安全壳模型进行细化，将安全壳内空间划分为29个隔间，隔间划分如图6所示，模拟了11个导热系统。在MAAP程序中，一回路节点划分如图7所示，各控制体的名称见表1。

图6 安全壳隔间划分Fig.6 Containment compartment division

图7 MAAP一回路节点图Fig.7 Primary system node of MAAP

本文针对严重事故下所需的设备和仪表所处隔间进行梳理，以确定受局部高温高压影响的设备以及所对应的安全壳隔间，进行单独分析。通过计算分析，本文得到各个隔间的温度和压力。

4.2 停堆工况计算分析

本文针对选取的停堆工况的事故序列，利用MAAP程序的half-loop模型开展停堆工况的计算分析。

表1 安全壳建模控制体划分Table 1 Containment model compartment division

（1）POSD状态下严重事故序列的计算结果如图8和图9所示。由图可知，该事故工况下安全壳内的压力和蒸汽分压（峰值对应露点温度为131℃）均小于功率工况计算结果。

（2）POSE状态下严重事故序列的计算结果如图10和图11所示，由图可知，该事故工况下安全壳内的压力和蒸汽分压（峰值对应的露点温度为100℃）均小于POSD工况的计算结果。

综上所述，部分在停堆工况下使用的设备和仪表，若使用功率工况的包络曲线太过保守，存在满足不了使用需求的风险。因此，这部分设备和仪表应考虑停堆工况下的严重事故环境条件。

图8 安全壳内压力变化（POSD）Fig.8 Pressure change in containment(POSD)

图9 安全壳内蒸汽分压变化（POSD）Fig.9 Steam pressure change in containment(POSD)

图10 安全壳内压力变化（POSE）Fig.10 Pressure change in containment(POSE)

5 结论

图11 安全壳内蒸汽分压变化（POSE）Fig.11 Steam pressure change in containment(POSE)

本文通过选取功率工况和停堆工况下典型的严重事故序列进行分析计算，得到了严重事故包络环境条件曲线。在此基础上，本文对根据设备的位置细化安全壳计算模型以计算详细环境条件的方法进行了探讨。同时，本文也针对全范围严重事故管理导则，将严重事故环境条件考虑的运行模式拓展至停堆工况，为设备可用性以及设备鉴定的开展提供了关键的输入，也为后续电厂开展严重事故环境条件计算提供参考。