百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价

百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价

胡啸，黄挺，裴杰，陈炼

(国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司，北京102209)

摘要：根据现有的设计资料，使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统，非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型，并模拟冷段2英寸(5.08 cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后，将冷却剂注入堆芯的情形，分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段，将冷却剂分别以小流量(10 kg/s)、中流量(50 kg/s)和大流量(200 kg/s)的速率注入堆芯，通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明：在堆芯损伤初期，可认为10 kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段，200 kg/s的注水流量可认为是基本可行的，而小于此流量的注水应慎重考虑。

关键词：MELCOR；严重事故；再注水；严重事故缓解

中图分类号：TL328；TB303 文献标志码：A

收稿日期：2014-07-21;修回日期：2014-12-19

基金项目：国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-008)

doi：10.7538/yzk.2015.49.11.2069

Water Reflooding Effectiveness Assessment

for 1 000 MWe PWR under Severe Accident Condition

HU Xiao, HUANG Ting, PEI Jie, CHEN Lian

(StateNuclearPowerTechnologyR&DCentre,Beijing102209,China)

Abstract:The MELCOR1.8.6 code was applied to a severe accident model of a 1 000 MWe PWR which includes primary system, secondary system, passive core cooling system and containment system. For the transient case, a small break LOCA with 2 inch (5.08 cm) break at the cold leg concurrent with failure of gravity injection was selected. After the core was damaged due to the failure of gravity injection, it was assumed that the coolant was injected into the pressure vessel, and then the water reflooding effectiveness was evaluated and analyzed. In this calculation, the coolant injection into reactor core with the small (10 kg/s), medium (50 kg/s) and large (200 kg/s) mass flow rates respectively at 3 different time stages of the severe accident was simulated. The effectiveness of water reflooding was assessed through hydrogen production, radioactive materials released from core, and core temperature. The results show that the mass flow rate above 10 kg/s is believed to be efficient for cooling a 1 000 MWe reactor at the beginning of core damage. However, with the accident developing to core relocation, a large mass flow rate of 200 kg/s is considered to be applicable for core cooling. As a result, the mass flow rate below this value should be carefully considered when injecting water into the core.

Key words：MELCOR; severe accident; water reflooding; severe accident mitigation

2011年3月11日福岛核事故对核安全设计理念、严重事故预防和缓解等方面带来了教训和借鉴，提出了新挑战。需要重新审视严重事故管理导则(SAMG)，尤其是极端严重事故管理导则(EDMG)。严重事故时堆芯的长期冷却问题面临重大挑战，对严重事故缓解措施的研究势在必行。

MELCOR1.8.6程序是一完整的第2代系统分析程序，由桑地亚(Sandia)国家实验室(SNL)为美国核管会开发的第2代系统分析程序，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果[1]。

本文采用MELCOR1.8.6程序探讨一种针对大型非能动先进压水堆的严重事故缓解措施。假设严重事故条件下，水源可用，如安全壳冷凝水、海水等，将这部分水源注入堆芯，探讨其对严重事故的缓解能力是本文研究的重点。

1再注水相关试验

CODEX、PARAMETER、CORA、QUENCH等试验研究了不同堆芯损坏阶段注水对于氢气产生和堆芯损坏进程的影响[2]。图1为注水试验结果汇总。图1中椭圆内区域表示事故序列分析可覆盖区，T、L、P、Q、X、C为不同试验标号。试验结果表明：当温度小于2 200 K且注水量充足的情况下，注水过程对堆芯冷却的不利影响是可忽略的；但当温度大于2 200 K时，注水过程很难预测，注水结果非常依赖于堆芯结构尺寸、再注水流量、注水位置(上部、下部)、系统压力、燃料类型等。在这种极端情况下，氢气产生量的确定非常困难。

图1　注水试验结果汇总 Fig.1　Summary of water reflooding experiment results

此外，OECD ISP-45[1]对于目前的分析能力进行了总结，认为热工水力系统程序可对堆芯轻度损坏条件下的再注水过程进行模拟，但再注水条件下燃料棒和吸收棒的行为还需进一步讨论。

总之，在严重事故的不同阶段，降低或停止事故最重要的手段就是尽早向堆芯注入大量的水。如果向损坏堆芯以较慢速度注水，将会产生大量氢气；反之，如果快速地注入大量的水可快速降低包壳温度，虽然可能会引起堆芯结构的损坏，但事故会被缓解且只产生少量氢气。

2MELCOR模型及事故工况描述

2.1MELCOR模型

1) 堆芯

堆芯的结构特征在此模型中进行了详细的描述。MELCOR中COR模块的输入包括燃料组件的几何结构、燃料质量、包壳质量、毒物质量、支撑格架质量等数据。157组燃料元件在径向上划分为5环，轴向上划分为10段(图2)。堆芯网格的划分是计算堆芯网格关键参数的主要依据，且详细的堆芯网格划分可较精确地模拟堆芯损伤过程及再注水传热等机理[3]。

除堆芯燃料组件的排布外，还对径向和轴向的功率分布、放射性物质初始存量、衰变热等进行了描述。轴向(图3a)和径向(图3b)功率分布依据现有设计参数。放射性物质存量的计算则是基于ORIGEN放射性堆芯活度的分析结果、核素衰变常量及原子质量。衰变热曲线为ANS标准衰变热曲线[4]。

2) 冷却剂系统及非能动系统

冷却剂系统模拟了压力容器、堆芯通道、2个冷却剂环路(2个热管和4个冷管)、蒸汽发生器(SG)和主泵。

图2　堆芯径向网格划分 Fig.2　Core radial nodalization profile

图3　堆芯轴向和径向功率分布 Fig.3　Profiles of axial power and radial power

非能动系统模拟了2个堆芯补水箱(CMT)、2个安注箱(ACC)、1个堆芯换料水箱(IRWST)、非能动余热排出(PRHR)系统和自动降压系统(ADS1～4)及相应的阀门及管道。

3) 安全壳系统

安全壳由两层组成，其内层为带椭球型封头的圆柱形钢制容器，外层为钢筋混凝土屏蔽构筑物。钢制安全壳是阻止放射性物质向环境释放的屏障，同时也是最终热阱的非能动安全级换热界面。安全壳模型示于图4。

2.2计算矩阵及事故进程

根据AP1000的PSA报告，一回路小破口失水事故(SBLOCA)导致的堆熔概率(CDF)约占总堆熔概率的7.5%，这其中由ADS4失效贡献的堆熔概率占小破口堆熔概率的50%以上。由此，选择SBLOCA叠加重力注入失效作为严重事故序列。为评估严重事故后压力容器内再注水的有效性，进行了如下工况的计算：选取3个时间点5 000、10 000、15 000 s作为严重事故的不同阶段，分别注入10、50和200 kg/s的冷却剂。根据计算结果，5 000 s对应燃料棒损伤阶段，10 000 s对应堆芯坍塌阶段，15 000 s对应局部形成碎片床阶段。根据上述相关试验划分依据，10 kg/s为低流量注入，50 kg/s为中流量注入，200 kg/s为高流量注入。计算矩阵列于表1。

图4　安全壳节点划分 Fig.4　Containment nodalization profile

注入流量/(kg·s-1)不同注入时间(s)下的矩阵划分5000100001500010低流量/堆芯损伤阶段低流量/堆芯坍塌阶段低流量/局部碎片床阶段50中流量/堆芯损伤阶段中流量/堆芯坍塌阶段中流量/局部碎片床阶段200高流量/堆芯损伤阶段高流量/堆芯坍塌阶段高流量/局部碎片床阶段

SBLOCA发生后，系统压力迅速降低，当降至某整定值时，进而引发停堆、停泵、停主给水、安注等一系列动作，事故进程列于表2。表2中，CET为堆芯出口温度。

表2　事故分析中主要安全系统动作信号 [4-5]

3计算结果及分析

本工作计算的结果着眼于堆芯损伤后的过程，通过专设的再注水水箱向压力容器内注水，通过比较堆芯温度、堆芯氢气产生量和放射性物质产生量来评价再注水的有效性。在本文中，共进行了10种事故序列的计算，其中1种为未注水的标准事故序列，其余9种为不同时间、不同流量的注水工况。由于10种工况在注水前(5 000 s)的计算结果完全一致，故在本文中，仅给出未注水工况的计算结果。

破口发生后，系统压力迅速下降(图5)，图5a显示了0～2 000 s时的系统压力，图5b显示了2 000 s以后压力并与5 000 s时以200 kg/s的速率注水后的压力进行对比。压力降至7.5 MPa时，进入平台期(图5a)。此时，堆芯产生的热量与破口带走的热量平衡，故压力保持平衡。随着CMT水位的下降，ADS1开启后，平台期结束，压力快速下降。系统压力在5 000 s和7 000 s左右形成两个压力峰值(图5b)，这可能是因为高温堆芯与水接触，产生大量蒸汽导致系统压力上升。通过对比未注水时的压力与最早时刻、最大流量注水情况下的压力可知，注水造成系统压力增大约0.8个大气压。

图5　一回路系统压力 Fig.5　Primary system pressure

随着S信号的触发，CMT隔离阀开启(图6)，开始向堆芯注入。CMT液位的下降，触发ADS1～3阀门开启(图7)，导致压力快速下降至4.83 MPa后，安注箱在氮气压力的作用下注入堆芯。CMT注入持续约30 min，ACC注入持续约16 min。随着CMT液位的持续下降，ADS4触发(图7)，ADS4喷放时间约为10 min。触发IRWST向堆芯注入信号，但由于IRWST注入管线机械失效，使其无法注入堆芯。由于IRWST的注入失效，堆芯逐渐裸露并发生堆芯损伤。当堆芯出口温度达922 K时，触发堆腔再淹没信号，使IRWST中的水注入堆腔。另外，由于地坑再循环管线同样失效，堆腔内的水无法通过地坑进入压力容器内，故压力容器内未实现再淹没。在这种情况下，选取3个事故阶段，分别以低(10 kg/s)、中(50 kg/s)、高(200 kg/s)流量的冷却剂直接注入堆芯(图8)。为此，在本次计算中另外假设了1组安注系统。此系统直接与DVI管线相连，通过程序的控制逻辑实现不同时间和不同流量的注入。图例中“5 000-10”表示再注水水箱在5 000 s时注入，注入流量为10 kg/s，余同。

图6　CMT和ACC水装量 Fig.6　Water inventory in CMT and ACC

图9示出10种工况下堆芯某网格内流体的温度。从图中可看出：注水后，堆芯温度均较未注水的工况有了明显降低。低流量的注入同样足够使堆芯冷却，只是较其他流量的冷却速率慢。不同的注入时间之间差别并不明显。

图10a、b示出小流量和中流量在不同时间注入对堆芯氢气产生量的影响。从未注水工况可看出，氢气的集中产生期在8 000～15 000 s之间。在8 000 s之前的注水对氢气产生量的影响最大，效果最为明显，将氢气产生量维持在较低的水平。15 000 s时，氢气产生量基本达到最大值，故此时的注水对氢气产生量影响较小，因此其对氢气源项的缓解作用较小。10 000 s时的注水情况在图10c中给出，此时注水产生的情况较为复杂，不同流量之间的差别也较大。高流量的注水迅速终止了氢气的继续产生，对氢气源项的缓解作用最为明显。低流量的注水并没有迅速终止氢气的产生，直到12 000 s左右才使氢气产生速率降到较低的水平，且在该时期，氢气产生量也存在较大的不确定性，有时高于未注水工况，有时低于未注水工况。所以，此时低流量的注水会对氢气源项产生一定的不确定性。

图7　ADS1～4喷放流量 Fig.7　Mass flow rate through ADS1-4

图8　再注水水箱注入时间及流量 Fig.8　Time and mass flow rate of water reflooding

图9　堆芯某网格内流体的温度 Fig.9　Fluid temperature in one core cell

图10　小流量(a)、中流量(b)和10 000 s(c)注水情况下的氢气产生量 Fig.10　Hydrogen productions in low (a), medium (b) mass flow rates and 10 000 s (c) water injection cases

再注水对堆芯放射性物质释放量的影响示于图11。从图11a可看出，5 000 s和15 000 s两个时间的注水成功终止了堆芯放射性物质的释放，而10 000 s时的注水虽未终止放射性物质的释放，但降低了释放的速率。从图11b可看出，只有5 000 s的注水终止了放射性物质的释放，而10 000 s和15 000 s的注水则是降低了放射性物质的释放量。但其变化趋势不同，10 000 s注水后，放射性物质的释放速率降低，5 000 s后基本得到缓解。15 000 s注水后，放射性物质释放很快被缓解，但在17 000 s时又重新开始释放。这种不同时间、相同流量产生不同效果的原因可能是因为在不同时间堆芯处于不同的释放阶段，且释放出的物质也不相同，所以其释放行为也有所差别。

通过对比图11c、d可发现，在10 000 s注水的情况下，高流量极大地缓解了放射性物质的继续释放，而在15 000 s注水的情况下，低流量极大地缓解了放射性物质的释放。这可能是由于在15 000 s时高流量可能将一些沉积在堆芯的放射性物质带出堆芯；而10 000 s时，高流量迅速终止了堆芯进一步的损伤。故其在不同时间对放射性物质影响不同。总体来说，200 kg/s的注水流量下，放射性物质的释放量最低，故认为在堆芯进入坍塌阶段，200 kg/s的注水流量可有效缓解事故。

图11　小流量(a)、中流量(b)、10 000 s(c)和15 000 s(d)注水情况下堆芯放射性物质释放量 Fig.11　Radionuclide releases in low (a), medium (b) mass flow rates, 10 000 s (c) and 15 000 s (d) water injection cases

4结论

1) 注水后，会导致一回路压力上升，上升量约为0.8个大气压，对安全壳完整性威胁不大。

2) 注水后，堆芯温度显著降低，流量越大，堆芯冷却得越快，效果越明显。

3) 不同时期的注水对于氢气的产生是有所不同的，注水越早，对氢气产生的抑制作用越明显。5 000 s时的注水均成功抑制了氢气的产生，而10 000 s和15 000 s的注水，对氢气的产生造成了一些不确定性的影响。但总体趋势是朝着有利的方向发展的。5 000 s时，堆芯温度较低，注水很快将堆芯冷却，这与类似试验得到的结果一致。

4) 5 000 s注水成功终止了放射性物质的继续释放，3种流量的情况均迅速终止了放射性物质的继续释放。而在10 000 s和15 000 s时，3种注水流量均没能终止放射性物质的继续释放，200 kg/s的注水效果总体好于其他两种流量的效果，但高流量的注水也可能有利于将沉积于堆芯的放射性物质带出堆芯。其他两种注水流量在曲线上有所交叉，效果不便评价。

综上所述，计算得到的结果基本符合试验所得的结论。在堆芯损伤初期，可认为10 kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全，而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段，200 kg/s的注水流量可认为是可行的，而小于此流量的注水应慎重考虑。

参考文献：

[1]MELCOR computer code manuals, V1.8.6[M]. USA: Sandia National Laboratories, 2005.

[2]SEHGAL B R. Nuclear safety in light water reactor[M]. USA: Academic Press, 2012: 104-109.

[3]陈耀东. AP1000小破口叠加重力注射失效严重事故分析[J]. 原子能科学技术，2010，44(增刊)：242-247.

CHEN Yaodong. AP1000 severe accident analysis of small LOCA coupled with failure of internal refueling water storage tank[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 242-247(in Chinese).

[4]Westinghouse Electric Compamy LLC. AP1000 design control document[R]. USA: Westinghouse Electric Compamy LLC, 2011.

[5]Westinghouse Electric Compamy LLC. AP1000 probablilistic risk assessment[R]. USA: Westinghouse Electric Compamy LLC, 2003.