，，

(海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系，武漢 430033)

為了研究核電站堆芯熔化現(xiàn)象和機(jī)理，分析預(yù)測此類事故的進(jìn)程和所采取緩解措施的有效性，以瑞典Ringhals壓水堆核電站為參考對象，采用輕水堆嚴(yán)重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，建立典型的3環(huán)路壓水堆嚴(yán)重事故計(jì)算模型，其中包括詳細(xì)的5通道堆芯模型和專用于預(yù)測下封頭失效位置和失效時(shí)間的COUPLE模型。選擇沒有輔助給水的全廠斷電事故作為基準(zhǔn)事故，對其堆芯熔化進(jìn)程進(jìn)行了計(jì)算分析。

1 研究對象及模型

參考對象選擇瑞典Ringhals壓水堆核電站，參考堆每個(gè)冷卻劑環(huán)路包括一臺立式U形管自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器(SG)和一臺主冷卻劑泵及其相應(yīng)的管道與閥門。在其中一條環(huán)路的熱管段上連接有一個(gè)穩(wěn)壓器。主要參數(shù)見表1。

表1 參考電站主要參數(shù)

堆芯的詳細(xì)計(jì)算模型見圖1。

圖1 堆芯節(jié)點(diǎn)劃

堆芯內(nèi)157盒燃料組件沿徑向由內(nèi)向外依次劃分為5個(gè)通道，每個(gè)通道的燃料組件數(shù)分別為5、20、36、60、36盒。每根燃料元件沿徑向劃分為5個(gè)節(jié)塊，沿軸向劃分為10個(gè)節(jié)塊。為了模擬堆芯在失去幾何形狀情況下冷卻劑的流道變化，模型的建立考慮了各通道的流量交混。

為了準(zhǔn)確地預(yù)測碎片床在下腔室的定位以及下封頭的升溫與蠕變失效過程，建立了二維有限元下封頭COUPLE分析模型。COUPLE的網(wǎng)格在水平方向的最大節(jié)點(diǎn)數(shù)為16，垂直方向的最大節(jié)點(diǎn)數(shù)為20，一共有320個(gè)節(jié)點(diǎn)，285個(gè)節(jié)塊。

2 計(jì)算結(jié)果及分析

2.1 計(jì)算假設(shè)

研究的嚴(yán)重事故初始事件為全廠斷電(SBO)事故。瞬態(tài)開始后作以下假設(shè)：①所有能動安全系統(tǒng)均失效；②蒸汽發(fā)生器輔助給水失效；③參考國外核電站的概率安全評價(jià)結(jié)果[4]，把穩(wěn)壓器波動管蠕變失效等效于一個(gè)當(dāng)量直徑為12 mm的破口。

瞬態(tài)的初始條件是反應(yīng)堆滿功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行，計(jì)算分3種情況進(jìn)行：①考慮穩(wěn)壓器波動管蠕變破裂，非能動安注箱有動作的基準(zhǔn)事故；②堆芯出口溫度達(dá)到920 K時(shí)開啟穩(wěn)壓器卸壓閥，投入一臺高壓安注泵；③堆芯出口溫度達(dá)到920 K時(shí)開啟穩(wěn)壓器卸壓閥，投入兩臺高壓安注泵，其中單臺高壓安注泵的流量為25 kg/s。

2.2 基準(zhǔn)事故

SBO事故在0 s時(shí)發(fā)生，1 s后反應(yīng)堆緊急停閉，3臺主泵停行，主汽輪機(jī)脫扣，一回路開始自然循環(huán)。表2列出了基準(zhǔn)事故主要事件的時(shí)間序列。圖2～6給出了事故過程中主要參數(shù)的變化趨勢。

表2 主要事件序列

圖2 穩(wěn)壓器壓

圖3 穩(wěn)壓器水位

圖4 壓力容器水位

圖5 堆芯表面最大溫度

圖6 基準(zhǔn)事故氫氣生成總

SBO事故發(fā)生后，由于沒有輔助給水，SG大約在4 772 s被蒸干。SG干涸前，堆芯的衰變熱依靠二回路帶出。SG干涸后，一回路相當(dāng)于處在絕熱加熱狀態(tài)，導(dǎo)致平均溫度上升，穩(wěn)壓器壓力(圖2)和水位(圖3)快速上升，穩(wěn)壓器于6 000 s時(shí)達(dá)到滿水位，壓力的上升使得穩(wěn)壓器蒸汽卸壓閥間斷啟跳，堆芯衰變熱通過卸壓閥排出。隨著一回路冷卻劑的流失，反應(yīng)堆壓力容器水位于7 223 s開始下降，8 900 s時(shí)堆芯活性區(qū)開始裸露，10 672 s時(shí)穩(wěn)壓器排空，11 040 s時(shí)堆芯完全裸露(圖4)。堆芯裸露后傳熱進(jìn)一步惡化，輻射換熱成為主要的傳熱方式，12 000 s時(shí)堆芯表面的最大溫度達(dá)到1 500 K，鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應(yīng)，產(chǎn)生的大量氧化熱進(jìn)一步加劇了堆芯溫度的上升(圖5)，同時(shí)伴有大量氫氣產(chǎn)生(圖6)。12 500 s時(shí)，堆芯表面最大溫度達(dá)到2 800 K以上，鈾鋯氧化物開始熔化。12 895 s時(shí)，波動管在熾熱蒸汽的作用下發(fā)生蠕變破裂失效，使得一回路壓力急劇下降，避免了高壓熔堆，非能動安注箱從堆芯入口處注入大量的冷卻水，壓力容器內(nèi)水位上升到堆芯頂部以上。隨著安注箱的排空和冷卻劑的蒸發(fā)流失，壓力容器水位快速下降到3 m以下，堆芯再次完全裸露(圖3)。

由于鋯水反應(yīng)產(chǎn)生出大量的氧化熱，導(dǎo)致安全注射并不能冷卻正在熔化的堆芯。13 112 s時(shí)，堆芯內(nèi)開始出現(xiàn)熔融池，從15 257 s開始，熔化的控制棒材料和堆內(nèi)構(gòu)件開始向下腔室坍塌，被下腔室內(nèi)冷卻劑冷卻后形成一個(gè)高約0.27 m的碎片床。堆芯在18 100 s時(shí)形成一個(gè)半徑為1.72 m的熔融池，并于20 186 s坍塌至下腔室，使得下腔室內(nèi)的冷卻劑急劇受熱蒸發(fā)，水位迅速下降，一回路出現(xiàn)一個(gè)3.8 MPa的壓力峰值(見圖2)，這個(gè)過程類似一個(gè)蒸汽爆炸，但不會給一回路壓力邊界造成威脅。20 740 s時(shí)，高溫碎片床熔穿下封頭，計(jì)算終止。

值得注意的是，下封頭最初的失效位置發(fā)生在圖2中的節(jié)塊12處。計(jì)算結(jié)果與歐洲EC-FOREVER實(shí)驗(yàn)結(jié)果[1]完全一致。目前，關(guān)于下封頭的失效機(jī)理仍然存在爭議[5]。筆者認(rèn)為在熔融池坍塌至下腔室之前，熔化的控制棒材料和低熔點(diǎn)結(jié)構(gòu)材料已經(jīng)在下腔室底部形成一層厚約27 cm且沒有內(nèi)熱源的多孔介質(zhì)，這層多孔介質(zhì)保護(hù)或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來的熔融物直接加熱。

2.3 緩解措施

根據(jù)基準(zhǔn)事故的計(jì)算結(jié)果，堆芯出口溫度在10 640 s時(shí)達(dá)到923 K，在事故發(fā)生后3 h之內(nèi)，很有可能恢復(fù)全部或部分電源。假設(shè)此時(shí)只有電動卸壓閥與高壓安注泵可用，本文計(jì)算分析了堆芯出口溫度達(dá)到923 K時(shí)通過卸壓閥對一回路進(jìn)行降壓，并分別啟動一臺或兩臺高壓安注泵的嚴(yán)重事故緩解措施。

計(jì)算結(jié)果顯示，開啟卸壓閥后，穩(wěn)壓器壓力快速下降到4.0 MPa以下(圖2)，非能動安注箱的運(yùn)行以及高壓安注的作用導(dǎo)致裸露的堆芯迅速被淹沒(圖3)。大量冷卻水的注入使得堆芯表面的最高溫度始終沒有超過1 200 K，且在11 000 s左右，溫度開始下降并趨于穩(wěn)定(圖4)。同時(shí)穩(wěn)壓器水位迅速達(dá)到滿水(圖5)，冷卻劑通過卸壓閥排入安全殼，從而帶出堆芯的剩余發(fā)熱。由于堆芯表面溫度持續(xù)在1 000 K以上的時(shí)間很短暫，燃料包殼沒有發(fā)生劇烈的鋯水反應(yīng)，因此在緩解措施下只有少量的氫氣產(chǎn)生(圖7)。

圖7 緩解措施下氫氣生成總量

在事故的緩解過程中，相比于運(yùn)行一臺高壓安注泵，投入兩臺高壓安注泵對于阻止堆芯熔化更為有效。當(dāng)兩臺高壓安注泵都可用時(shí)，壓力容器水位、穩(wěn)壓器水位的上升速度更快，同時(shí)堆芯表面所能達(dá)到的最高溫度較低，相應(yīng)地產(chǎn)生較少量的氫氣。

3 結(jié)論

1) 由于穩(wěn)壓器波動管的蠕變破裂失效， SBO引發(fā)的壓水堆嚴(yán)重事故不會出現(xiàn)更為嚴(yán)重的高壓熔堆。

2) 在熔融池坍塌到下封頭之前，熔化的控制棒材料已經(jīng)在下封頭底部形成一層多孔介質(zhì)，這層多孔介質(zhì)保護(hù)或者阻礙了下封頭底部被坍塌下來的熔融物直接加熱。因此下封頭的失效位置首先出現(xiàn)在下封頭的側(cè)面。

3) 本文研究的卸壓充水緩解措施可以有效地阻止堆芯熔化，并使堆芯長期處于穩(wěn)定狀態(tài)。

4) 結(jié)果可以作為壓力容器外嚴(yán)重事故計(jì)算的初始條件，也可以作為制定嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則的參考依據(jù)。

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