毕金生，靖剑平，石兴伟，宋祖荣，胡文超

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

大破口触发的严重事故分析及缓解措施研究

毕金生，靖剑平，石兴伟，宋祖荣，胡文超

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

采用严重事故一体化分析程序MELCOR，对国产先进压水堆核电厂进行系统建模，选取大破口触发的严重事故进行校核计算研究，获得了严重事故工况下核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性，并与安全分析报告中MAAP的计算结果进行了对比分析。结果表明：虽然校核计算结果与安全分析报告中的结果存在一定差异，但总体上事故序列和主要参数的变化趋势吻合良好，并且都能够在严重事故情况下保持压力容器和安全壳的完整性，放射性裂变产物释放量极低，缓解措施的设计能够有效缓解事故进程，满足核电厂的安全要求。

严重事故；校核计算；MELCOR；缓解措施

核电厂严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或者破坏核电厂压力容器或者安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程[1]。福岛事故以后，人们对核电厂严重事故预防及相应的缓解措施产生了广泛关注，国家核安全当局及公众对核安全水平的要求也逐渐提高。为了提高安全审评的深度，核安全监管的手段已不限于标准法规的文件审评，还包含了安全审评需要的独立校核计算。因此，有必要从核安全审评角度对核电厂的典型严重事故现象进行独立校核计算，评价缓解系统设计的有效性，论证其应对严重事故的能力，同时也为核电厂的安全审评工作提供支持[2]。

本文选取了以大破口为始发事件，叠加堆芯补水箱(CMT)和安注箱(ACC)失效的堆芯损伤序列为分析对象，采用严重事故分析程序 MELCOR 开展分析计算，通过对比核电厂初步安全分析报告的计算结果，验证设计分析结果的合理性。并通过分析大破口事故工况下，IRWST重力注射与反应堆堆腔淹没失效时，研究压力容器失效时的物理过程。

1 严重事故分析模型

根据国产先进压水堆核电厂的设计参数，包括堆芯、一回路、安全壳等参数为基础，建立MELCOR 程序分析模型。该模型能够模拟从堆芯裸露、堆芯熔化，到压力容器失效、熔融物进入安全壳内的整个事故进程。

模型包含整个一、二回路及安全壳系统。其中，RCS部分主要包括压力容器、两台蒸汽发生器、稳压器、稳压器波动管、4台主冷却剂泵、4条冷管段、两条热管段。二回路系统包括主给水系统、启动给水系统、主蒸汽隔离阀、蒸汽发生器安全阀、汽轮机等。专设安全设施模型包括两台堆芯补水箱(CMT)、两台安注箱(ACC)、两条安全壳内置换料水箱(IRWST)重力注射管线、两条再循环管线、两条堆腔淹没管线、自动卸压系统(ADS)第1级至第4级阀门、非能动余热排出系统(PRHR)、PCS系统等。在SNAP界面中一、二回路系统及安注系统结块图如图1所示。

图1 SNAP中主系统结块划分Fig.1 Main system node division of SNAP

将MELCOR 程序模型的堆芯及下腔室在轴向上分成15个节点，其中下腔室占2个节点，活性区为11层，燃料元件的上下管座各占1层；径向共分成7环，分别包含燃料组件5、16、24、32、32、40、44个；压力容器下封头沿轴向从里向外划分为11个温度节点。堆芯燃料组件径向环划分如图2所示。

图2 燃料组件划分Fig.2 Fuel assembly division

2 严重事故校核计算分析

在已建立的模型基础上，采用 MELCOR 程序对大破口事故序列开展分析，并将结果与 MAAP 程序的结果进行对比。选取大破口事故序列进行计算：RCS冷段双端断裂，叠加安注系统失效。

2.1 事故序列描述及假设[3]

◆ RCS冷段双端断裂

◆ PRHR失效

◆ 2/2 ADS第1级阀门-自动

◆ 2/2 ADS第2级阀门-自动

◆ 2/2 ADS第3级阀门-自动

◆ 4/4 ADS第4级阀门-自动

◆ 1/2 CMT有效

◆ 0/2 ACC有效

◆ 1/2 IRWST重力注射管线有效

◆ 1/2 IRWST再循环管线有效

◆ 氢气点火器有效

◆ 堆腔淹没系统不是必要的(IRWST重力注射成功)

不考虑安全壳失效，因而释放类别为IC。然而，假定安全壳正常泄漏。

2.2 事故进程分析

采用MELCOR程序对大破口事故序列开展严重事故分析，分析结果如下：在0s时刻主管道冷段发生大破口，大量冷却剂迅速从破口向外流出，高温高压的一回路水进入安全壳内发生闪蒸，在1.9s时刻，反应堆紧急停堆，同时由于安全壳高压力信号触发 PCS 系统启动，CMT 投入运行，主泵开始惰转。由于冷却剂快速不断地从破口流出，在21s时刻堆芯开始裸露。在520.4s时刻，CMT达到低-1水位触发ADS1、2、3级的启动信号，ADS1延迟72s开启(592.4s)，ADS2延迟212s开启(732.4s)、ADS3延迟332s开启(852.4s)；由于事故假设破口较大，RCS 冷却剂持续从破口流出，CMT 液位仍不断下降。在1034.9s时刻，由CMT低-2水位信号触发ADS第4级阀门开启。由于第 4 级ADS 阀门的面积较大，使 RCS 压力快速下降为安全壳压力，重力注射管线IRWST自动开启。由于冷却水进入压力容器内持续冷却堆芯熔融物，只有部分熔融物迁移至下封头，并且压力容器在事故下始终保持完整。在整个过程中，安全壳压力一直处于安全限值之下，安全壳保持完整，向环境的释放始终处于正常泄漏状态。大破口事故序列下的主要事件进程与MAAP程序的对比见表1。

表1 大破口事故序列主要进程

通过对比分析可知，两程序计算的主要事故进程基本一致，模拟了堆芯失水裸露、CMT非能动补水、4级ADS泄压、IRWST重力注水、安全壳升压的全过程。其中值得注意的是，MELCOR程序计算的堆芯熔融物开始向反应堆下腔室迁移的时间略早于MAAP程序。主要是由于两程序在模拟此行为的计算模型有所差异导致的，MAAP程序模拟堆芯熔融物主要通过侧向迁移的模式进入下封头，而MELCOR程序没有侧向迁移模型，熔融物直接向下迁移[4-8]。

图3至图8为两程序计算的主要特征参数对比图，可以看到主要特征参数的变化趋势也都基本一致，其中计算获得的堆芯水位、IRWST水位、重力注射流量等参数与MAAP程序结果符合良好。具体分析如下：

图3为RCS压力的变化趋势图，两程序计算得到的一回路压力的变化趋势基本一致，在0s时刻一回路冷管道发生大破口后，几十秒内有大量冷却剂从破口喷出，导致一回路系统迅速降压，(从15MPa降到1MPa以下)，最终压力趋于平稳在0.2MPa左右。

图3 RCS压力变化趋势图Fig.3 Trend of RCS pressure change

图4为IRWST重力注射流量的变化趋势图，当CMT达到低2水位时，触发ADS4阀门开启，一回路继续降压，当压力降为接近外部空间压力时IRWST重力注射管线开启。IRWST从1000s左右重力注射开始，IRWST水箱中的水以150kg/s的流量向堆芯注入，随后注入的流量逐渐降低，15000s后流量保持绝对值在0～30kg/s范围内波动。主要是因为随着IRWST水箱中的水开始注入堆芯，堆芯水位不断上升，IRWST水位下降，同时由于破口的存在，虽然堆腔淹没管线失效，但冷却剂通过大破口不断流入堆腔，堆腔水位也随之上升，最终三者的水位保持相对平衡的状态。

图 4 重力注射流量变化趋势图Fig.4 Trend of gravity injection flow change

图5至图7分别为堆芯水位，堆腔水位及IRWST水箱水位的变化情况。综合来看，最初堆芯水位在大破口发生后迅速降低，但随着安注系统的CMT和IRWST开始向堆芯注水，堆芯水位快速回升，并在较短时间内实现再淹没过程；随着冷却剂不断从破口处流出，堆腔中的水位不断上升，并且在10900s之后堆腔水位达到RCS热管标高(8.658m)，压力容器外表面得到充足的外部冷却，成功使堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内，压力容器保持完整。IRWST在事故初期就开始向堆芯重力注水，同时冷却剂不断从破口流入堆腔，所以对于大破口事故，只要IRWST重力注水有效，不需要通过堆腔淹没管线的投入也可以实现堆腔淹没功能。

图5 堆芯水位变化趋势图Fig.5 Trend of core water level change

图6 堆腔水位变化趋势图Fig.6 Trend of Pile water level change

图7 IRWST水位变化趋势图Fig.7 Trend of IRWST water level change

在两个程序中都模拟了PCS功能，从图8安全壳压力的变化趋势图中可以看到，PCS系统的模拟效果都比较理想，事故发生后安全壳压力整体呈下降趋势，并最终趋于平稳状态，安全壳压力一直处于安全限值之下，不存在安全壳失效的风险。

图 8 安全壳压力变化趋势图Fig.8 Trend of Containment pressure change

3 压力容器失效过程分析

严重事故的缓解策略之一是：对于大多数严重事故序列，通过淹没反应堆堆腔并使压力容器外表面淹没在水中，使堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内。熔融物堆内滞留措施的成功实施需要满足两个条件：1) 反应堆冷却剂系统完全降压；2) 堆腔内的水位达到热管段处[9，10]。

为了研究压力容器的失效物理过程，在之前选取的大破口事故序列基础上(堆腔淹没失效)，假设两条IRWST重力注射管线全部失效，堆芯无法得到长期冷却，仅从破口释放的冷却剂不足以使堆腔水位达到熔融物堆内滞留策略所需的水位高度，压力容器外表面的冷却能力不足，下封头内壁面发生熔化而变薄，最终使得压力容器壁面产生破口。对于该事故工况，熔融物堆内滞留策略是无法成功的。通过计算得到压力容器破口位置及破口大小随时间变化如表2所示。

表2 压力容器失效进程

图9为压力容器破口面积随时间的变化，最初在8032.4s时开始在下封头径向第4环位置发生蠕变失效，但破口面积很小，仅为0.0079m2。之后随着大量熔融物开始通过破口向堆腔喷放，破口面积瞬间扩大到0.603m2，随后相继在下封头径向第5环、第3环和第6环的位置也发生蠕变失效，但破口面积相差不大。

图 9 破口面积随时间变化Fig.9 Changes of broken area with time

图10为从破口喷入到堆腔内的熔融物累积总质量随时间的变化，从13426.5s开始有大量熔融物通过破口喷入堆腔内，之后堆腔内累积的熔融物质量变化也相对平缓，最终稳定在57246.6kg。

图 10 喷放到堆腔内的熔融物总质量随时间变化Fig.10 Total mass changes of the melt sprayed into the stack with time

图11为IRWST水箱和堆腔水位随时间的变化，由于IRWST重力注射管线和堆腔淹没管线都无法正常启动，内置换料水箱的水位基本保持不变，维持在17m左右，少量的波动是由于ADS1、2、3级泄压把冷却剂排放到IRWST水池中所致。

图 11 IRWST水位及堆腔水位随时间变化Fig.11 Changes of IRWST water level and pile water level with time

堆腔水位先缓慢增长，最高水位达到1.3m左右，之后有所降低，最终趋于稳定在0.4m左右。由于堆腔淹没管线失效，同时IRWST重力注射也无法注入，仅从破口流出的冷却剂无法提供充足的外部冷却流量。堆腔水位无法淹没到RCS热管高度(8.658m)，不满足熔融物堆内滞留措施的成功条件，最终压力容器发生失效。堆腔水位最初的增长是由于冷却剂从管道破口流出流入堆腔，随着压力容器失效，压力容器内的熔融物通过破口落入堆腔内，熔融物与堆腔内的冷却剂反应产生蒸汽，堆腔水位降低。

4 结论

本文利用MELCOR程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模，选取安全分析报告中大破口触发严重事故的基本假设，开展严重事故的独立校核计算，并与安全分析报告的结果进行比对分析，得到以下主要结论：

(1) 校核计算结果与安全分析报告结果符合良好，事故序列与主要参数的变化趋势基本一致，存在的个别偏差可归结为程序模型或个别参数选取上的差异，安分报告中该事故的分析结果合理可信。

(2) 在大LOCA事故进程中，冷却剂通过破口直接进入堆腔，只要IRWST重力注射正常启动，不需要通过堆腔淹没管线的投入也可以实现堆腔淹没功能。通过压力容器的外部冷却，把熔融物滞留在压力容器内，这一严重事故管理策略可有效地防止压力容器失效。

(3) 现有的安全系统设计可以有效防止压力容器熔穿，避免发生某些与安全壳完整性相关且具有很大不确定性的压力容器外的严重事故现象，以保持安全壳的完整性，降低大量放射性裂变产物向环境释放的可能性。

[1] 俞尔俊，李吉根. 核电厂核安全[M]. 北京：原子能出版社，2010.

[2] Attachment to letter from D. M. Crutchfield, Office of Nuclear Reactor Regulation, to E. E. Kintner, Advanced Light Water Reactor Steering Committee, “Major Technical and Policy Issues Concerning the Evolutionary and Passive Plant Designs,” dated February 27, 1992.

[3] Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document, Volume Ⅲ Passive Plant 1, Appendix A, PRA Key Assumptions and Groundrules, Rev. 8, Electric Power Research Institute, March 1999.

[4] MAAP4 User’s Manual, EPRI, 2005.

[5] “MELCOR Computer Code Manuals,Vol. 1： Primer and Users’Guide” Version 1.8.6, Sandia National Laboratories, September, 2005.

[6] 王高鹏；刘长亮；叶忠昊. 小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究[J]. 核科学与工程, 2011(01).

[7] 张琨，曹学武. 压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析[J]. 原子能科学技术，2008,42(6).

[8] Angelini, S., et al., The Mechanism and Prediction of Critical Heat Flux in Inverted Geometries[J]. Nuclear Engineering and Design, 2000, 200： 83-94.

[9] Theofanous, T.G., et al., In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt. DOE/ID-10460, July 1995.

[10] 文青龙；陈军；卢冬华；赵华. 严重事故条件下压力容器完整性评价的研究进展[J]. 核科学与工程, 2011(03).

ResearchonSevereAccidentInducedbyLBLOCAandMitigation

BIJin-sheng,JINGJian-ping,SHIXing-wei,SONGZu-rong,HUWen-chao

(Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100082，China)

Based on the severe accident analysis code MELCOR, it model the nuclear power plant system and select the severe accident induced by large break loss of coolant accident (LBLOCA)for the comparative calculation research. Some key transient parameters and passive systems response were obtained, and the results were compared with the MAAP in safety analysis report. The results show that： Although there are some differences in the comparative calculation results and the safety analysis report, the overall trend of the main parameters and the accident sequence are in good agreement. The safety features can effectively alleviate the accident process, maintaining the integrity of the pressure vessel and containment under the severe accident condition, radioactive fission products release very low. The design of the nuclear power plant system can meet the needs of safety.

Severe accident; Comparative calculation; MELCOR code; Mitigation

2017-03-11

大型先进压水堆及高温气冷堆电站国家科技重大专项：CAP1400安全审评关键技术研究(2013ZX06002001)

毕金生(1987—)，男，北京人，硕士，工程师，现从事核电厂安全分析与审评工作

胡文超:huwenchao20@126.com

TL33

：A

：0258-0918(2017)04-0597-07