“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险管理

2021-03-05牛世鹏牛岳鹏张佳佳

核科学与工程 2021年1期

牛世鹏，余蕴，刘宇，牛岳鹏，张佳佳

（1. 中国核电工程有限公司，北京 100840；2. 中国华能集团有限公司南方分公司，广东广州 510623；3. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

核电厂发生严重事故后，堆芯裸露并逐渐熔化，堆内流体被持续加热，堆内流体将会经由一回路热管段、蒸汽发生器传热管、过渡段和冷管段形成自然循环。堆内流体的自然循环能够将堆内热量传递到一回路各个位置，可能会导致某些位置在压力容器失效前破裂，对事故进程产生重要影响。

一般来说，可能发生失效的位置包括蒸汽发生器传热管、一回路热段出口和稳压器波动管。如果热段出口或波动管线先失效，一回路卸压，从而避免了高压熔喷（HPME）和直接安全壳加热（DCH），且利于低压水源向一回路的注水，一定程度上缓解了严重事故后果。如果先发生蠕变诱发蒸汽发生器传热管破裂事故（SGTR），一回路放射性物质就会直接旁通安全壳，造成放射性物质的大量释放[1-4]。因此，为了减少蠕变诱发SGTR导致的放射性物质大量释放，需要开展蠕变诱发SGTR风险研究，分析其影响因素，有针对性地制定预防和缓解策略，并在严重事故管理导则中形成具体的实施措施。通过有效的严重事故管理，合理优化二级概率安全分析（PSA）模型，有效降低蠕变诱发SGTR导致的放射性物质大量释放频率（LRF），为提高“华龙一号”应对严重事故能力提供理论支持。

国内外多家核电厂严重事故分析研究机构开展了蠕变诱发SGTR相关研究。Chavez[5,6]从结构力学的角度对SG传热管破裂开展了研究，并评估了 SGTR频率。NRC[7]对严重事故工况下诱发 SGTR开展了基础研究，并给出了通过合理优化核电厂设计可以降低 SGTR风险的结论。Majumdar[8,9]对核电厂严重事故工况下的 SG传热管完整性和一回路管道性能分别开展了研究，但是忽略了不同严重事故序列和不同系统间的影响。Fuller[10,11]也评估了严重事故工况下 SG传热管破裂风险。Fletcher[12]对蒸汽发生器传热管的材料特性进行了分析。Liao和Guentay[13]分析了蒸汽发生器传热管缺陷对SGTR的影响，并采用蒙特卡洛方法开展了相关计算分析。Bang[14]采用MELCORE程序分析了OPR1000机组在SBO事故下发生SGTR的风险。Bansah[15]分析了蒸汽发生器传热管回流对SGTR的影响，并和自然循环下的SGTR做了对比研究。Peng[16]从降低早期大量放射性释放的角度研究了降低SGTR概率的策略措施。Chen[17]研究了 SBO导致的严重事故工况下不进行SG注水时蠕变诱发SGTR的风险，为严重事故管理中的策略决策提供了参考。喻新利[1]开展了严重事故下蠕变诱发 RCS破裂的风险研究，并将研究结果用到了二级PSA中。

本研究开发了“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR风险分析程序，并分析了不同事故序列下的蠕变诱发SGTR概率，对比分析了蠕变诱发SGTR影响因素，给出了降低蠕变诱发SGTR风险的严重事故管理策略。

1 分析模型

“华龙一号”作为第三代先进堆型，有其设计先进性。为了便于开展“华龙一号”严重事故下蠕变诱发 SGTR的风险研究，首先要开发适用于“华龙一号”的一回路蠕变失效模型。

基于Larson-Miller蠕变失效模型[18]，结合风险导向事故分析方法 ROAAM（Risk-Oriented Accident Analysis Methodology），开发了适用于“华龙一号”的一回路蠕变失效模型。

风险导向事故分析方法用于解决事故分析特别是严重事故分析中的概率评估问题，就是将复杂的严重事故物理现象以可控的方式分解成若干“子现象”，通过对相对容易处理的“子现象”的不确定性进行概率处理，从而最终获得对目标物理现象的概率评价，并为不同专家的分析和观点进行比较建立一个共同的基础。

1.1 蠕变失效模型

如果蠕变失效材料承受恒定的温度，其失效时间tr由下式决定：

材料承受的温度和压力实际是变化的，因此定义了蠕变失效项来确定实际的失效时间。蠕变失效项初始为 0，当累积到 1时，表示材料失效。

1.2 Larson-Miller参数Plm

1.2.1蒸汽发生器传热管

对于“华龙一号”机组，蒸汽发生器传热管采用的是改进的Inconel 690合金，认为改进材料的抗蠕变特性强于Inconel 600。由于缺乏Inconel 690合金的试验关系式，这里保守选用Inconel 600合金的试验关系式。NUREG-1570报告给出了Inconel 600合金的Larson-Miller参数试验关系式，具体可表示为：

该式的系数项中给出了Larson-Miller参数的不确定性，服从正态分布，表达式分别为（μ1，σ1） = （24.3，0.7/1.96）和（μ2，σ2） = （23.2，0.7/1.96）。

1.2.2热段出口和波动管

热段出口和波动管使用的奥氏体不锈钢，参考 RELAP/SCDAP理论手册[19]，其 Larson-Miller参数可用下式表示：

1.2.3材料应力

Larson-Miller参数Plm是材料所受最大应力σ的函数，材料的应力计算可由下式表示：

“华龙一号”机组热管段、波动管和蒸汽发生器传热管尺寸如表1所示。

表1 管道尺寸Table 1 Pipe size

1.3 材料常数C

材料常数C由材料本身决定，参考RELAP/SCDAP用户手册，热段出口和波动管为奥氏体不锈钢，C取为20；蒸汽发生器传热管为Inconel合金，C取为15。

1.4 传热管缺陷

传热管可能由于工艺技术和设备老化等导致缺陷。蒸汽发生器传热管是一二回路的边界，有其特殊性，因此要考虑传热管可能存在的缺陷对蠕变失效的影响。对此可以使用应力放大因子mp来考虑蒸汽发生器传热管缺陷的影响，即实际应力σm= mpσ，mp的计算过程如下：

mp的系数（1±0.06）给出了其不确定性，服从正态分布，表达式为（μ3，σ3） = （1，0.06/1.96）。参考国际上对传热管缺陷的不确定性分布研究，传热管缺陷的深度厚度比a/h服从Gamma分布，分布函数表达式为Γ（x，17.0，3.8）。传热管缺陷的长度c也服从Gamma分布，分布函数表达式为Γ（x，0.17，0.88）。

按照上述传热管缺陷分布函数，在某些缺陷情况下，电厂处于正常运行工况就可能导致传热管蠕变失效。显然，这类缺陷在电厂在役检查和维修期间都会被查出并得到处理，因此需要将此类缺陷进行剔除。

至此，蠕变失效模型中所需要的全部参数都得以确定，包括传热管缺陷分布、Larson-Miller参数和应力放大因子等不确定性参数。在已知传热管、热段出口和稳压器波动管位置处的压力和温度情况下，就可以分别计算传热管、热段出口和稳压器波动管的失效时间。

2 程序开发

基于前述方法和模型，采用Fortran语言自主开发了“华龙一号”严重事故下蠕变诱发SGTR概率计算程序PACIS（Probabilistic Assessment of Creep Induced SGTR），程序计算流程图如图1所示。

图1 程序计算流程图Fig.1 Program flow chart

第一步，对不确定性参数，按照拉丁超立方体LHS抽样方法[20,21]进行抽样，抽取N组数据，本研究N取100 000。这种抽样方法可以在较少的抽样次数下保证随机变量在每个概率区间都能取值，具有较高的抽样精度。

第二步，将温度、压力、管道尺寸、材料常数和一组抽样数据输入PACIS程序，计算不同位置管道的蠕变失效时间；针对抽取的N组数据，进行N次循环。

第三步，在N个结果中，将所有传热管失效时间早于热段出口和波动管失效时间的结果进行统计，就能根据传热管蠕变失效次数与总的抽样次数的比值得出蠕变诱发SGTR的概率。

3 风险评估

以“华龙一号”为研究对象，选取了典型的一回路高压且二次侧丧失给水的事故序列，采用MAAP程序[22]开展了事故序列计算，包括小破口事故（SBLOCA）、丧失主给水事故（LOFW）、主蒸汽管道大破口事故（MSLB）、全厂断电事故（SBO）、丧失主给水事故叠加未能紧急停堆的预期瞬态事故（LOFW + ATWS）等事故。然后采用PACIS程序进行了概率评估，分别计算了蠕变诱发 SGTR概率，结果如表 2所示。

表2 典型事故序列蠕变诱发SGTR概率Table 2 Probability of creep induced SGTR

续表

对比结果发现，对于二次侧承压工况和卸压工况，SBLOCA事故诱发SGTR概率相较于其他事故序列分别高一个量级，这是因为本研究保守假设发生破口位置为冷段，这将导致过渡段水封清除，强化了一回路流体对传热管的换热。而其他事故工况下，一回路过渡段形成水封，阻碍了环路自然循环。堆内流体流经传热管后将无法通过过渡段，形成“逆流现象”，即又返回传热管并经热段流回压力容器，如图2右侧所示。逆流模式相对于环路自然循环，其传热效率将会大幅降低，降低了传热管的蠕变失效风险。

图2 严重事故下堆内流体流动示意图Fig.2 The flow in core under severe accident condition

此外，对于相同事故序列，二次侧卸压工况诱发SGTR概率普遍高于承压工况。接下来以SBLOCA事故为例进行分析。

图3为一二回路压力图。二次侧卸压工况下，二回路压力迅速下降到安全壳压力水平，导致一二次侧压差迅速变大。敏感性分析表明，一二次侧压差大于3.45 MPa时，易发生蠕变诱发SGTR。图4为SG传热管温度图。二次侧卸压，导致二次侧给水闪蒸，传热管失去冷却，加剧了传热恶化，传热管温度更高。敏感性分析表明，传热管温度大于 845 ℃时，发生蠕变诱发SGTR概率显著增加。

图3 一二回路压力随时间变化Fig.3 Pressure of the primary and secondary circuits

图4 SG传热管温度随时间变化Fig.4 Temperature vs time of SG tubes

4 应用讨论

4.1 严重事故管理

风险评估可以为严重事故管理提供理论支持。分析表明，影响蠕变诱发SGTR概率的主要因素有材料特性、传热管尺寸、传热管温度和一二次侧压差。其中，材料特性受材料学科发展限制，目前蒸汽发生器传热管采用的是Inconel 690合金。传热管尺寸受功率和传热特性的限制。因此，降低传热管温度和一二次侧压差是预防蠕变诱发 SGTR的重点优化方向。

结合“华龙一号”堆型的先进设计特征，分别从降低一回路压力和降低传热管温度两方面有针对性地制定了预防和缓解蠕变诱发SGTR的策略，并在严重事故管理导则中设计了具体实施方式。

4.1.1SAG-1：反应堆冷却剂系统卸压导则

（1）一回路快速卸压阀；

（2）稳压器安全阀；

（3）大气排放阀TSA；

（4）汽轮机旁路阀TSC；

（5）稳压器辅助喷淋；

（6）压力容器高位排气阀；

（7）二次侧非能动余热排出系统。

其中，TSA和TSC对一回路降温降压，可能导致蒸汽发生器二次侧水装量减少，针对这一负面影响，在导则中设定了维持SG水位高于 L01（窄量程-0.6 m）的限制条件，并制定了缓解措施关闭SG释放路径和增加 SG注水流量。

4.1.2SAG-3：向蒸汽发生器注水导则

（1）电动辅助给水泵、汽动辅助给水泵；

（2）主给水泵、启动给水泵；

（3）二次侧非能动余热排出系统；

（4）凝结水泵；

（5）移动式注水泵。

如果需要对干涸的 SG卸压以允许从低压水源向其注水，传热管内外压差的增加将增加传热管蠕变失效的可能，可能对公众安全产生重大影响，因此需要综合权衡。

4.1.3SAG-4：向反应堆冷却剂系统注水导则

（1）中压安注泵、低压安注泵、喷淋泵、化容泵；

（2）安注箱；

（3）一回路临时补水措施；

（4）点动主泵；

（5）应急硼注入系统；

（6）水压试验泵。

其中，点动主泵可能导致过渡段水封清除，因此，在优先级上比较靠后，且一旦实施，针对可能引起传热管蠕变失效的负面影响，也制定了缓解措施要求启动该环路主泵前使 SG水位高于L05（宽量程-10 m）。

4.2 二级PSA

风险评估和严重事故管理也可以为二级PSA提供支持。

蠕变诱发SGTR概率作为PSA模型中的基本事件。通过房型事件选择不同事故工况下的蠕变诱发SGTR概率，确定顶事件概率，如图5所示。

顶事件与功能题头相关联。功能题头应用在不同的事件树中，最终确定放射性物质大量释放频率，如图 6所示。根据严重事故管理策略，在PSA事件树模型中，发生蠕变诱发SGTR功能题头前设置了一回路快速卸压的功能题头，认为只有在一回路快速卸压失败才发生蠕变诱发SGTR。

为了表明严重事故管理策略的有效性，进行了对比计算，计算结果如表3所示。对比发现一回路采取卸压操作且SG二次侧承压，可以有效降低放射性物质早期大量释放频率（LERF），从而为严重事故应急赢得时间。

图5 故障树示意图Fig.5 The fault tree

图6 事件树示意图Fig.6 The event tree

表3 严重事故管理对LERF和LRF的影响Table 3 Influence of SAMG on LERF and LRF

此外，还分析了对放射性物质大量释放频率（LRF）的作用。发现一回路卸压操作将LERF分别降低34.8%和43.6%，将LRF降低69%，对降低LRF作用更大，考虑因为一回路卸压操作对其他事故的预防缓解作用，表明一回路卸压对提高核电厂应对严重事故能力的重要意义。因此，在“华龙一号”严重事故管理导则的DFC诊断流程图中，反应堆冷却剂系统卸压导则优先级最高。