福岛第一核电厂2号机组严重事故进程模拟分析

陈耀东，崔 蕾，廖 敏

（国核（北京）科学技术研究院有限公司，北京 100029）

2011年3月11日，日本东北大地震及随后的海啸引发的福岛核事故给全世界核电发展造成了一定的影响。由于目前我国核电以压水堆技术为主，国内对于沸水堆在事故下的响应及严重事故预防缓解研究仅限于跟踪。除了控制棒组件外，沸水堆的堆芯材料和冷却剂相似于压水堆，在严重事故下，沸水堆堆芯失效过程也类似于压水堆，首先发生堆芯裸露及锆水反应，在没有冷却水注入时，堆芯进一步熔融坍塌最后导致压力容器下封头失效，放射性裂变产物从堆芯释放到安全壳在其破损后将泄漏至环境。本文应用MELCOR 程序［1］，通过建立全厂详细的模型，对事故过程进行细致的模拟分析并与电厂实测数据进行比较，其分析结果可为国内其他堆型核电厂研发严重事故预防缓解措施和事故管理提供一定的参考。

1 电厂主要配置

福岛第一核电厂2号机组为采用MARK-1型安全壳的BWR4沸水堆［2］，反应堆运行压力为7.0 MPa，运行温度为286 ℃，堆芯由548组燃料组件构成，停堆时137组控制棒从下往上插入堆芯，将堆芯引入次临界。压力容器高约21.1m，内径为5.6 m，正常运行时水位标高为13.125 m。与压水堆干式安全壳不同，MARK-1型安全壳为“抑压型”湿式安全壳，由干阱、湿阱以及连通管系三部分组成，其内部空间充满了氮气预先对安全壳惰化，因而没有配置氢气复合器［2］用于应对严重事故下锆水反应产生的氢气燃爆带来的威胁。MARK-1 型安全壳内部结构简单，自由容积也仅为当量功率压水堆核电厂的约1／5。干阱为“灯泡状”钢制压力容器，外衬有混凝土屏蔽墙。湿阱为环形圆筒状钢制压力容器（TORUS），装有约一半高度的水。反应堆厂房也称为二次安全壳，包容了一次安全壳、应急冷却系统、乏燃料水池等。事故工况下，反应堆与汽轮机回路隔离，依靠堆芯应急冷却系统（ECCS）提供冷却。对于2号机组，在福岛核事故过程中成功启动的ECCS为堆芯隔离冷却（RCIC）系统。RCIC系统均不需要交流电、仪表用压缩空气以及外部冷却水系统即可实现其功能。事故分析中用到的电厂主要参数和假设列于表1。

表1 电厂主要参数和假设［2］Table 1 Main plant parameters and assumption［2］

2 事故过程主要事件回顾［3］

2011年3 月11 日14：46 开 始，地 震 后1min内反应堆自动停堆，2min内操纵员手动将汽轮机停机。4min后操纵员启动RCIC 系统，堆芯衰变热加热产生的蒸汽驱动RCIC 汽轮机，进而带动气动泵将凝结水箱（CST）的冷却水注入堆芯，从汽轮机做功后产生的乏汽通过连通管排入抑压水池（SP）。一次安全壳逐渐升温升压。由于反应堆出现高水位信号，RCIC运行1 min 后第1 次切断，并在事故后16min第2次手动启动；事故后42min，RCIC第2次自动切断，随后在54min时第3次手动启动，2 min 后海啸波涌入电站，全厂断电发生。RCIC持续供应的冷却水流量使得反应堆水位维持在堆芯顶部以上5m 左右。

2011年3 月12 日4：20，操纵员将RCIC取水口由CST 切换至SC。

2011年3月14日13：25，根据反应堆水位下降趋势，操纵员判断RCIC 系统已发生失效；16：34，手动开启第1组SRV，对反应堆进行卸压，18：02，第2组SRV 开启；19：54，消防水泵开始有效将海水注入到反应堆。

2011年3月15日6：14，安全壳抑压水池隔间附近出现爆炸声，爆炸可能由4号机组传过来。

3 严重事故分析工况假设

3.1 电厂系统模拟及节点划分

为了再现2号机组严重事故演变及事故过程中重要现象，需对堆芯、反应堆压力容器、蒸汽管道和再循环回路、相关安全系统和安全壳、反应堆厂房等进行热工水力建模和节点划分［4］。

3.2 事故进程主要假设

地震发生后10s反应堆紧急停堆，2 min后汽轮机停机。

地震发生后，假定主蒸汽管道与RPV 相连管嘴出现当量直径为1cm 的破口；TORUS环腔也发生当量直径为1cm 的破口。

近期TEPCO 在2号机组反应堆厂房下部探测结果［5］表明：TORUS 隔间内约有一半以上被水淹没。事故分析中假设淹没高度为TORUS环腔的中心位置。

全厂断电发生后，反应堆水位监控失效，模拟分析中考虑主蒸汽管道进水。

RCIC系统冷却注入水取自CST 和SP，RCIC汽轮机做功后乏汽排入SP；事故后10.8h，RCIC冷却水取水口由CST 切换至SP；事故后70.6h，RCIC最终停止工作。

在安全壳（PCV）压力低于设计值时PCV泄漏率为设计泄漏率；在PCV 压力超过设计值时PCV 泄漏率为设计泄漏率的10倍。

操纵员在事故后75.2h（第4天18：00）手动开启第1组SRV，在78.5～80.2h期间开启第2组SRV，对反应堆进行卸压。

消防水泵在事故发生后77.1h 将冷却水注入堆芯，注入压头假设为0.8MPa；注入流量初始值为10t／h。

事故过程中安全壳通风过滤排放系统未开启。

事故过程中不考虑堆芯和乏燃料水池中乏燃料辐照产生的氢气。

模拟分析中注入堆芯及淹没到TORUS隔间的海水物性取值等同于淡水。

4 严重事故过程分析

地震发生后，电厂失去厂外电，应急柴油机组正常启动。反应堆紧急停堆，并与主蒸汽和主给水系统隔离，堆芯依靠ECCS提供补水冷却。

地震后52min时海啸袭击核电厂，应急柴油发电机组被淹，柴油箱被冲走，导致电厂失去全部交流电源而发生全厂断电。ECCS 中，由于堆芯喷淋系统（CS）和低压安注系统（LPCI）采用电动泵，因为没有交流电源而失效；同时安全壳湿阱也丧失冷却。此时的反应堆只能依靠不需要交流电源支持的堆芯隔离冷却（RCIC）系统和高压安注（HPCI）系统来提供冷却。对于2号机组，HPCI系统在事故过程中未能启动工作。监测和模拟的严重事故进程比较列于表2，RCIC 的运行维持了约70h。RCIC 投入初期，衰变热产生的蒸汽供应量超过了RCIC汽轮机做功所需量，多余蒸汽通过SRV 排向SP；由于冷却水注入大于蒸汽流量，压力容器水位迅速上升（图1），反应堆进一步得到冷却，压力逐渐下降（图2）。全厂断电后由于反应堆水位调节功能丧失，水位达到蒸汽管线入口底部标高，蒸汽夹带着液态水进入主蒸汽管道，但RCIC汽轮机仍有效工作。计算分析中，为了使反应堆压力趋势转折点与测量结果保持一致，假定事故后10.8h，CST 水已耗尽，即比记录时间提前2.7h。至此，已有超过400t的冷却水从CST 注入到堆芯（图1）。操纵员将RCIC取水口切换至SP。由于SP经过来自堆内汽水混合物的加热，水温远高于CST 水温，这引起堆芯蒸汽产量增加，反应堆压力有所回升（图2）。RCIC 形成闭合循环，堆芯衰变热中，一部分推动RCIC 气动泵，将SP 中水注入堆芯，另一部分进入TORUS环腔，通过下半部分壁面向TORUS隔间内的海水有效地导出热量。安全壳压力缓慢上升。事故分析计算中，由于将整个TORUS环腔及隔间简化为单个控制体，增加了界面两侧流体传热温度梯度，可能使得排热功率计算值比实际值高，从而使得安全壳湿阱内压力上升计算值低于测量值（图3），同时也大幅提高了TORUS隔室内冷却水升温速度。在事故后34.1h，TORUS 隔室内发生整体沸腾，大幅强化了换热（图4），安全壳温度及压力停止上升（图3）。TORUS隔间热阱将衰变热源源不断地导出，有效延迟了SP水的沸腾，RCIC依然持续循环工作。

表2 监测和模拟的严重事故进程比较Table 2 Comparison of monitored and simulated severe accident progression

图1 RCIC注入到反应堆的冷却水流量Fig.1 Injection of cooling water by RCIC

图2 反应堆压力模拟值与监测值比较Fig.2 Comparison of simulated and monitored reactor pressure

图3 安全壳绝对压力模拟值与监测值比较Fig.3 Comparison of simulated and monitored containment pressure

图4 TORUS隔间内海水排热功率Fig.4 Heat removal rate by sea water in TROUS room

事故后70.6h，RCIC 系统停止工作，反应堆失去所有的冷却系统，压力快速升高至SRV开启整定值，沸腾产生的大量蒸汽通过SRV 排入SP，安全壳压力和温度进一步上升（图3）。堆芯水位快速下降，RCIC 失效后4.6h，操纵员为了启动消防水注入，开启第1 组SRV，实施对反应堆回路卸压。此后6 min内，堆芯顶部开始裸露，堆芯在RCIC 系统失效6h 后出现锆水反应，在随后的6h内产生约770kg氢气（图5）。消防水泵得以在反应堆回路实施卸压约2h后将海水注入反应堆。此时，堆芯活性区尚未完全烧干，堆芯水位停止下降，但注入的海水产生的大量水蒸气加剧了锆水反应。回路系统压力回升至消防水泵注入压头以上。操纵员在事故发生后78.5h 开启第2 组SRV。反应堆压力重新降至消防水泵压头以下，消防水恢复注入，反应堆水位在活性区底部附近波动，燃料棒温度下降，分析结果表明燃料芯块未出现熔融坍塌，从而堆芯通道基本保持了可冷却几何形状。

图5 反应堆水位与堆芯氢气产生趋势Fig.5 Trends of reactor level and H2generation

基于文中假设的模拟计算得到的趋势与电厂现有实测数据较为一致，计算结果表明：假设TORUS隔间内海水淹没一半时，作为补充的外部热阱与RCIC 系统耦合工作，可有效地将堆芯衰变热排出，并延缓了安全壳压力上升。96h内安全壳压力未达到过滤排放系统开启值；操纵员在RCIC 系统失效后4.6h 对反应堆进行卸压，地震发生后约3天（75.3h）反应堆水位降至堆芯顶部（图5）。场外消防水泵较为及时地将海水注入堆芯进行冷却，但堆芯仍不可避免地出现了剧烈的锆水反应，6h 内产氢量达到近800kg。事故后96h内堆芯未出现整体熔融坍塌（图6）。

图6 堆芯燃料温度及栅元通道孔隙率Fig.6 Fuel temperature and channel porocity

5 结论

对福岛第一核电厂2号机组在地震发生后96h内严重事故进程进行了数值模拟，得到与核电厂所检测参数及其趋势较为一致的结果。但由于程序对TORUS隔间水淹后对抑压水池排热模拟分析具有较大局限性，以及消防水注入堆芯实际流量缺少参考数据，将会对分析结果与实际趋势偏差具有一定的影响。分析表明：地震发生后，反应堆回路系统出现较小破口泄漏；在全厂断电发生后，ECCS的非能动安全系统——RCIC 尚能工作70h以上，为调集外部冷却手段（消防水注入）提供了宝贵的时间，事故后近3天RCIC 系统最终失效，导致丧失全部堆芯补水冷却功能；操纵员通过开启主蒸汽泄压阀（SRV）对反应堆进行快速卸压，然而堆芯在消防水注入时接近完全裸露，继而发生强烈锆水反应，6h 内产氢量达到近800kg。与3号机组分析结果［4］相比，事故后期堆芯通道依然维持可冷却几何形状，2 号机组堆芯损毁程度较低；最终操纵员通过开启2组泄压阀对反应堆进行卸压后，消防水泵得以有效向反应堆注入冷却水，堆芯重新淹没并冷却。

［1］ Sandia National Laboratories.MELCOR computer code manuals，Vol.1：Primer and users’guides，Version 1.8.6［R］.America：Sandia National Laboratories，2005.

［2］ Government of Japan.Report of Japanese government to the IAEA ministerial conference on nuclear safety［R］.Japan：Government of Japan，2011.

［3］ Japan Nuclear Energy Safety Organization.Accident progression at Fukushima Daiichi NPS［R］.Japan：Japan Nuclear Energy Safety Organization，2011.

［4］ 陈耀东，周拥辉，石俊英，等.福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析［J］.原子能科学技术，2012，46（增刊）：283-289.CHEN Yaodong，ZHOU Yonghui，SHI Junying，et al.Severe accident simulation and analysis for Fukushima NPS unit 3［J］.Atomic Energy Science and Technology，2012，46（Suppl.）：283-289（in Chinese）.

［5］ Tokyo Electric Power Company.Investigation of unit 2torus room at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station［R］.Tokyo：Tokyo Electric Power Company，2013.

［6］ Tokyo Electric Power Company.Plant specifications：Plant specifications of unit 3［R］.Tokyo：Tokyo Electric Power Company，2013.

［7］ Institute of Nuclear Power Operations.Special report on the nuclear accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station［R］.America：Institute of Nuclear Power Operations，2011.