华龙一号非能动安全壳冷却系统对严重事故后果影响研究

姜舒婷，邹文重

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

在第三代核电系统中，AP1000、华龙一号等引入了非能动系统的概念，提高了电厂的安全性[1-6]。安全壳是纵深防御的最后一道屏障，在事故工况下，安全壳失效可能导致放射性物质直接释放到环境中，因此必须要保证安全壳在事故工况下的结构完整性。非能动安全壳冷却系统(PCS)因堆型不同采用的冷却方式也不尽相同[7-11]。华龙一号采用分离式热管形式的PCS，能在超设计基准事故工况下导出安全壳内热量，防止安全壳在长期冷却阶段缓慢超压，从而保证安全壳结构的完整性[12]。中国核电工程有限公司针对华龙一号PCS开发了瞬态分析程序模块[13-15]，该程序模块主要能解决自然循环情况下换热器热量计算、系统各部分的平均温度、两相段的长度与出口含气量及系统阻力计算等问题。

现有国际主流严重事故一体化分析程序中，没有专门针对分离式热管形式PCS的程序模块，这使得使用严重事故一体化分析程序对华龙一号进行事故分析存在不足。本文利用PCS模块对严重事故一体化分析程序进行二次开发，将其与严重事故一体化分析程序耦合，研究事故情况下壳内温度、压力、气体组分等的响应变化。

1 系统简介

PCS主要包含壳内的换热器、换热水箱、置于水箱中的汽水分离器、蒸汽排放装置，以及连接的管道及管道上的阀门，其原理图如图1所示。

图1 PCS原理图

华龙一号的PCS设置3个相互独立的系列，每个系列包括1台换热水箱、1台导热水箱以及两个换热系列(每个换热系列包括两台换热器、1台汽水分离器、1台常开的电动隔离阀、两个并联常关的电动阀)。系统设计采用非能动设计理念，利用置于安全壳内的换热器组，通过水蒸气在换热器上的冷凝、混合气体与换热器之间的对流和辐射换热实现安全壳的冷却，通过换热器管内水的流动，连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外，在安全壳外设置换热水箱，利用水的温度差导致的密度差实现非能动安全壳热量排出。

2 事故分析流程

严重事故一体化分析程序MAAP是美国电力公司(EPRI)与美国福斯克联合公司(FAI)合作开发的专门用于核电厂严重事故分析的程序。MAAP程序是反应堆冷却系统和安全壳的一体化仿真工具，集成了热工水力学计算及裂变产物释放和迁移计算，可模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。但现有的MAAP程序中没有模拟PCS的计算模块，在事故分析中不能反映PCS功能。

中国核电工程有限公司针对华龙一号PCS开发了瞬态分析程序模块——PCS模块，模块的核心是冷凝模型，其准确性经过验证，计算结果与典型试验工况的换热功率相对偏差为2.3%，该计算偏差是可以接受的[13]。

本文利用PCS模块对严重事故一体化分析程序进行二次开发，将其与MAAP程序耦合，建立完整的非能动安全壳冷却系统瞬态计算模型，用于事故分析。耦合的变量为：程序计算时间步长，s；安全壳隔室温度，K；安全壳隔室蒸汽分压，Pa；安全壳隔室压力，Pa；壳内气体成分包括蒸汽、N2、O2、CO、CO2和H2。

耦合程序计算流程为：一体化程序初始化后，开始进行计算，如果参数满足PCS启动条件，则PCS模块投入计算，并将计算的PCS带走的热量和冷凝水质量(冷凝的蒸汽质量)返回一体化程序，得到安全壳内的温度和压力响应变化。此过程随着事故进程循环反复。PCS与壳内环境进行能量交换，引起壳内混合气体份额、冷凝水质量以及温度压力的改变。耦合之后的PCS模块收敛准则是在当前时间步长中的最大迭代数内(最大迭代步数为200)回路的节点温度残差≤10-3。如收敛，则随着一体化程序进行下一时间步长继续计算；如在最大迭代步数内不能收敛，则将时间步长/2作为一体化程序上一步的时间步长进行重新计算，如此反复，直到收敛为止。图2示出耦合后的瞬态计算模型事故分析流程图。

图2 事故分析流程图

3 PCS对事故后安全壳内参数的影响

3.1 事故序列假设

利用耦合的计算程序计算华龙一号在有、无PCS情况下安全壳内温度压力等的响应曲线。选择大破口(LLOCB)工况：1)0 s时刻发生热段双端断裂大破口事故，叠加全场断电；2)安注系统失效(安注水箱有效)；3)安全壳喷淋系统失效；4)堆腔注水系统失效；5)PCS有效。

3.2 计算结果与分析

3.2.1安全壳上部空间温度 图3示出安全壳上部空间温度的变化。由图3可见，在事故初始，主回路喷放的蒸汽进入安全壳上部空间，壳内大气温度迅速升高，并达到峰值，约为450 K。随后主回路内的蒸汽喷射量减少，安全壳内未热饱和的热构件(包含水池)继续吸收热量，壳内空间的温度开始迅速下降。随后堆芯掉入下封头，下封头内的水被蒸发形成的蒸汽进入到壳内造成第2个温度峰值，之后温度又逐渐降低。压力容器在8 260 s左右破裂，排出的热量开始进入上部空间，壳内温度再次上升。随着进入安全壳上部空间的热量减少，同时空间内的热构件继续吸收热量，温度再次逐渐下降。在事故前期，PCS对安全壳内的温度降低作用有限。有PCS时，事故进行到10 000 s之后，PCS作用使大空间的温度有明显降低，在计算时间结束时，比无PCS的安全壳上部空间温度低20 K，约为400 K，将温度控制在设计温度范围内。PCS只是带走安全壳内的热量，不改变堆的事故进程。

图3 安全壳上部空间温度的变化

3.2.2安全壳上部空间压力 图4示出安全壳上部空间压力的变化。由图4可见，在事故初始，蒸汽进入上部空间，安全壳内压力迅速升高，并迅速达到峰值，约为3×105Pa。安全壳内热构件(包含水池)冷却了部分大空间的蒸汽，同时随着主回路内的蒸汽喷射量减少，空间内的压力开始逐步下降。随后堆芯掉入下封头，下封头内的水被蒸发形成的蒸汽进入到壳内造成了第2个压力峰值，之后安全壳上部空间压力又逐渐降低。压力容器在8 260 s左右破裂，堆芯熔融物掉入堆坑，堆坑有水存在，熔融物加热堆坑的水至饱和，开始产生蒸汽，蒸汽进入安全壳上部空间，并造成了安全壳内压力上升。随着安全壳内空间蒸汽的减少，安全壳内的压力开始下降并逐步稳定，约为3×105Pa。在事故前期，PCS对安全壳内的压力降低作用有限。随后安全壳内达到相对稳定的压力约为2.3×105Pa。有无PCS的壳内压力差约为7×104Pa。由于后期PCS冷却箱的温度上升，过冷度减小，带出热量小于进入壳内空间的热量，壳内空间压力又缓慢升高。另外，冷却水箱温度不同，PCS对上部空间压力影响是不同的，水箱初始温度越低，上部空间压力也越低。PCS只是带走安全壳内的热量，不改变堆事故进程。

图4 安全壳上部空间压力的变化

3.2.3安全壳上部空间的蒸汽质量份额 图5示出安全壳上部空间蒸汽质量份额的变化。由于主回路破口喷放的蒸汽进入安全壳上部空间，安全壳上部空间的蒸汽质量份额迅速上升，此后由于破口喷放的蒸汽减少，以及大空间内热构件(包含水池)的吸热，蒸汽因冷凝而减少，蒸汽质量份额呈下降趋势。随后堆芯掉入下封头，下封头内的水被蒸发形成的蒸汽进入到壳内造成了第2个蒸汽质量份额峰值，此后蒸汽质量份额逐步降低。由于热构件及PCS的吸热及冷凝作用，壳内空间的蒸汽持续减少。在8 260 s左右，压力容器破损，堆芯熔融物掉入堆坑，堆坑有水存在，熔融物加热堆坑的水至饱和，开始产生蒸汽，大空间的蒸汽质量份额又开始缓慢增加，直到约50 000 s时，堆坑水被蒸干，大空间的蒸汽质量份额逐步达到稳定。由图5可见，有无PCS的壳内大空间平均蒸汽质量份额相差0.1。不同的水箱初始温度对蒸汽质量份额也有一定的影响。

图5 安全壳上部空间蒸汽质量份额的变化

4 结论

本文将开发的PCS模块与一体化程序耦合，利用耦合程序研究了安全壳内温度、压力和气体组分在事故工况下的瞬态响应特性，解决了一体化程序对华龙一号PCS进行事故分析存在不足的问题，对于华龙一号的事故分析具有重要意义。同时，通过计算得到了PCS对安全壳内温度、压力、蒸汽质量份额的影响：投入PCS可将安全壳温度降低约20 K，使温度控制在设计温度之内；有无PCS的压力差约为7×104Pa；有无PCS的大空间平均蒸汽质量份额差值约为0.1。