SBO+MBLOCA事故演习序列应用的仿真研究

于承鑫，郑 伟

(中广核(北京)仿真技术有限公司，广东 深圳 518031)

1 引言

国家核安全局于2016 年 10 月26 日批准发布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102-2016)规定严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成堆芯明显恶化的事故工况[1]。在核电发展的六十多年中，共发生过三次严重核事故。切尔诺贝利和三哩岛核事故让世界各国对核电厂安全系统改进，防人因失误以及核安全文化进行深入的研究，而福岛核事故使人们认识到当严重事故发生以后，其事故后的缓解和应急响应同样重要，要保证核电安全，必须要加强严重事故的预防和缓解[2]。全范围模拟机作为核电厂的重要组成部分，其不仅能够实现核电厂系统研究、运行规程、事故规程设计改造、电厂运行以及瞬态分析，更重要的是能够可靠地有效地完成核电厂操纵员执照培训和考试，并按国家核安全局的要求为核电厂进行定期应急演习提供支持。本文将通过全厂失电叠加一回路破口事故严重事故演习序列的分析和优化，开展全范围模拟机在严重事故演习方案制定中的应用研究。

2 核电厂全范围模拟机在严重事故演习中应用的适用性分析

将全范围模拟机应用到严重事故演习中是可行的。首先，这是行业标准的要求。2010年国家核安全局发布了《核电厂操纵人员培训及考试用模拟机标准》(NB/T20015-2010)，标准指出，全范围模拟机应支持包括同时发生或顺序发生的多个故障在内的异常和应急事件的实施，以再现参考机组的固有响应和自动控制功能；应证实在模拟故障的过程中，能够在模拟机上使用参考机组的运行规程，包括正常、异常、事故、应急、监督及报警响应的规程[3]。其次，这是操纵人员培训的需要。福岛核事故后世界核电运营者组织(WANO)将严重事故预防优先的原则调整为预防与缓解同等优先。在严重事故的缓解过程中，操纵人员扮演着重要的角色，通过模拟机培训、演习等手段提升其严重事故缓解知识及技能水平，对有效预防和缓解严重事故具有重要的意义。

但是，全范围模拟机的主要能力在于能够实现核电厂各种假想设备故障和事故的引入或退出，复现或预测核电厂在各种稳定工况、正常瞬态工况、以及异常和假想事故工况下的参数变化和设备状态变化，在操纵人员正常运行、异常及故障运行、设计基准事故的培训中发挥重要作用，但全范围模拟机还不能完全模拟严重事故工况，并且大多数核电厂目前还没有开发严重事故模拟机。为此，本文对全厂失电叠加一回路破口事故(LOCA)工况堆芯的行为以及事故演习序列执行的合理性进行分析，最终得出在全范围模拟机上满足严重事故工况应急演习需求的限制条件和演习方案优化改进建议。本文研究表明，通过适当优化事故演习序列，全范围模拟机能够为操纵人员的严重事故培训提供支持，提高操纵人员应对严重事故工况的能力。

3 全厂失电叠加一回路破口事故应急演习预案

2003年2月28日国防科工委颁布的《核电厂核事故应急演习管理规定》中明确了核应急演习的目的是验证和评价应急组织的综合应急响应能力，进而检验和提高应急计划的有效性和应急准备的完善性。在每次演习前要事先制定演习方案，以明确演习的目的，规模，情景设计及安全方面的安排。情景设计需要由非常了解机组状况、安全特性、应急规程及应急计划的专家(组)来编制[4]。下面是沿海某核电厂针对全厂失电叠加一回路中破口事故进行的一次厂内综合应急演习的预案。

表1 事故主要参数及假设

全厂失电叠加一回路中破口事故应急演习预案如下表2。

表2 全厂失电叠加一回路破口事故应急演习预案

该序列中需要说明的是，进入严重事故导则的条件之一，是当堆芯出口温度大于 650 ℃且堆芯冷却行动失败、堆芯出口温度没有下降趋势时，根据当班值长或当班安全技术顾问的决定，进入严重事故导则。当该条件触发，即堆芯出口温度大于650℃后，若堆芯继续失去冷却，堆芯出口温度将继续上升，最终将导致燃料包壳熔化，放射性物质泄漏。

依据该事故序列所描述的事故触发时序，在全范围模拟机中实现的场景如表3。

表3 场景

4 计算结果分析及优化

在LOCA事故工况下，如果堆芯失去安注等专设安全设施的冷却，燃料元件将由于衰变产生的热量未能及时导出而使自身温度持续上升。当燃料元件包壳温度高于1204℃时，认为燃料元件包壳已破损，燃料芯块温度高于2590℃时，即认为燃料芯块开始熔化。对于燃料，在衰变热作用下，其温度将逐渐升高，当堆芯温度升至1204℃时，将会发生剧烈的锆水反应，并在瞬间放出巨大热量，致使燃料温度从1204℃升至近2200℃，随后升温过程变得缓和[5]。而基于Relap堆芯程序模型的全范围模拟机对锆-水反应，燃料元件包壳破损等堆芯发生严重损坏工况的计算能力有限，不能对燃料芯块熔化等堆芯变形的工况进行进一步计算，当温度高于1204℃时，燃料包壳已处在破损状态，锆-水反应的快速升温过程也是无法模拟的。此时Relap的计算将与实际出现偏差。为保证该事故工况下Relap模型计算的真实性，假设当堆芯温度上升到1204℃时，模型计算结果将失效，不具备模拟的真实性。

依据初始假设的应急演习序列在全范围模拟机进行的试验结果中可以看出，在前3个半小时的时间里，由于尚未触发一回路失水事故，全范围模拟机堆芯模型的计算能力能够满足需求。但当启动一次临时注水时，已是LOCA事故发生后约两小时，堆芯TRIC温度已达到2300℃，燃料温度更是高于熔点，堆芯燃料元件已熔化，此时进行堆芯临时注水或恢复安注再淹没堆芯，其实早已失去了模拟计算的真实性，如果依据该事故序列在全范围模拟机上进行演习已不适用。

为保证模拟的真实性，专门针对失水事故后堆芯的行为特性进行分析。当触发全厂失电事故，全部能动的专设安全设施如高低压安注系统、安全壳喷淋系统、电动辅助给水等将不能投入运行。在发生LOCA事故后，大量冷却剂外泄，一回路系统压力迅速下降。一回路破口流量将在事故触发后的25min左右达到稳定，流量约为50m3/h，而临时注水的额定流量约为120m3/h，此时若开始一回路临时注水，将可实现堆芯水位的持续上升，并重新淹没堆芯。冷却剂破口流量如图1所示，一回路压力变化如图2所示。

图1 破口流量随时间的变化(kg/s)

图2 一回路压力随时间的变化(MPa.a)

失水事故发生5分钟后，一回路压力降到中压安注箱的注水压力以下，中压安注启动向堆芯注水，延缓了堆芯裸露的时间。约40min后，堆芯燃料元件上部开始裸露，裸露部分燃料元件温度开始上升，失水事故发生后约50min，堆芯燃料组件已全部裸露，此时，TRIC温度达到650℃，已达到进行严重事故导则的条件。堆芯燃料裸露部分最高温度达到870℃。

全厂失电叠加一回路中破口失水事故后，如由于人为失误、设备故障等原因未能启动任何堆芯补水措施导致冷却用水不能及时地注入堆芯，事故进程将继续恶化，堆芯燃料最高温度将在1h后达到1204℃燃料元件包壳破损的温度值。

假设当堆芯出口温度高于650℃时准备进行堆芯临时注水，温度上升至750℃时临时注水真正注入堆芯，此时堆芯温度最高值约950℃，堆芯已全部裸露，破口排放流量下降为20m3/h。开始注水后堆芯底部将在10min后实现再淹没，随后堆芯温度开始下降，堆芯温度在接近1204℃时开始出现下降趋势。压力容器下降段水位变化如图3所示，堆芯燃料水位变化如图4所示，堆芯出口温度变化如图5所示，堆芯燃料温度变化如图6所示。

图3 压力容器水位变化(空泡份额)

图4 堆芯燃料水位变化(空泡份额)

图5 堆芯出口温度变化(℃)

图6 堆芯燃料温度变化(K)

通过以上对全厂失电叠加失水事故的计算结果分析，在保证模拟机对严重事故模拟的真实性的前提下，为了实现严重事故应急响应的演习目的，初始假设的事故序列显然是不能满足需求的。但通过调整事故缓解措施的执行时间，即将序列中一次侧临时注水的时间提前，LOCA发生后堆芯出口温度TRIC达到约750℃时，启动一次侧临时注水或启动安注系统，实现堆芯的部分淹没，以限制堆芯温度上升过高出现燃料包壳的破损。堆芯模型即可在不影响真实性情况下对其计算范围内的严重事故工况进行模拟，可有效保证事故演习的顺利进行。

依据以上分析结果，优化后的演习方案见表4，按照表4所列事故序列利用全范围模拟机进行全厂失电叠加一回路破口事故的应急演习将获得最佳的模拟演习效果。

5 结论

本文通过使用全范围模拟机对全厂失电叠加一回路热段中破口事故序列进行分析验证，提出了该严重事故应急演习序列的优化方案。尽管由于RELAP不具备严重事故堆芯损坏工况下的计算能力，全范围模拟机不能够完全模拟堆芯熔化的严重事故工况，但在全范围模拟机进行严重事故培训时，可以通过适当优化事故演习序列中堆芯注水缓解措施执行的时间，及时实现堆芯临时注水或者安注，在堆芯发生熔化前再淹没堆芯，实现堆芯冷却，防止堆芯的进一步恶化，保证在全范围模拟机上进行的演习的真实性。

另外，通过对全厂失电叠加一回路热段中破口事故的计算，可以初步衡量出事故始发到堆芯温度上升到燃料包壳破损、放射性外泄的时间限值，确定出保证堆芯燃料元件包壳完整性的最迟注水时间。结果表明，通过适当优化事故演习序列，全范围模拟机能够为操纵人员的严重事故培训提供支持，满足行业标准和业主操纵人员培训的需要，同时，利用全范围模拟机进行严重事故的应急演习方案优化能够提高严重事故序列的精确程度，保证核电厂严重事故应急演习可靠有效的执行，获得更佳的模拟演习效果。

表4 优化后的事故序列