(海軍工程大學(xué) 船舶與動(dòng)力學(xué)院,武漢 430033)
船用核動(dòng)力裝置一回路冷卻劑喪失事故發(fā)生后,帶有一定放射性的高溫冷卻劑將導(dǎo)致堆艙溫度、壓力、濕度升高,威脅設(shè)備安全性和堆艙完整性,大量放射性物質(zhì)外泄和擴(kuò)散,對(duì)環(huán)境造成放射性污染。如果事故得不到及時(shí)的控制,將可能進(jìn)一步發(fā)展成嚴(yán)重事故。為了防止發(fā)生嚴(yán)重事故,在滿足船用核動(dòng)力裝置機(jī)動(dòng)性特殊要求的前提下,同時(shí)考慮船體安全和反應(yīng)堆安全,制定事故處理規(guī)程。
相對(duì)于大破口而言,小破口失水事故(SBLOCA)造成一回路系統(tǒng)降壓速率慢,安注系統(tǒng)在一段時(shí)間內(nèi)可能無法投入,事故過程中在高壓階段可能出現(xiàn)長(zhǎng)時(shí)間堆芯裸露而引起燃料元件升溫并燒毀。SBLOCA的具體影響程度與反應(yīng)堆本身的設(shè)計(jì)特性、初始運(yùn)行工況、應(yīng)急冷卻系統(tǒng)設(shè)計(jì)、破口的大小和位置及具體的瞬態(tài)過程有關(guān)[1]。
當(dāng)船用核動(dòng)力裝置一回路系統(tǒng)發(fā)生不可隔離的較小尺寸小破口失水事故時(shí),在衰變熱較大的情況下,如果破口流失的水量大于高壓補(bǔ)水流量,卻又不足以帶走衰變熱[2],主冷卻劑泵停止運(yùn)行后,由于小破口失水事故反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)降壓過程較長(zhǎng),一回路冷卻劑儲(chǔ)量比較少,若不采取一定的降壓手段,長(zhǎng)時(shí)間不能觸發(fā)低壓安注投入將導(dǎo)致堆芯冷卻劑大量汽化,燃料元件可能發(fā)生長(zhǎng)時(shí)間裸露致使燃料元件溫度上升至燒毀,這時(shí)需要考慮投入危急冷卻系統(tǒng)。根據(jù)所設(shè)計(jì)的破口尺寸,在高壓補(bǔ)水后不需考慮危急冷卻系統(tǒng)而直接考慮低壓安注的投入(低壓安注失效事故除外)[3]。
對(duì)選擇的基本事故做如下假定:一回路冷管段SBLOCA(破口不可隔離)后,高壓補(bǔ)水系統(tǒng)失效,即為SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故。
所使用的核動(dòng)力裝置事故仿真分析軟件主要包括堆芯物理仿真程序、一回路冷卻劑系統(tǒng)仿真程序,二回路及一回路輔助系統(tǒng)仿真程序及控制系統(tǒng)仿真程序在內(nèi)的仿真支撐平臺(tái)和用戶操作界面。堆芯物理計(jì)算程序采用基于兩群三維中子時(shí)空動(dòng)力學(xué)模型的堆芯物理實(shí)時(shí)仿真軟件,反應(yīng)堆和一回路冷卻劑系統(tǒng)采用反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)熱工水力瞬態(tài)分析軟件,二回路及一回路輔助系統(tǒng)采用流體網(wǎng)絡(luò)自動(dòng)建模軟件。上述仿真軟件運(yùn)行于仿真支撐平臺(tái),通過共享內(nèi)存區(qū)的系統(tǒng)接口變量完成各系統(tǒng)間的數(shù)據(jù)交互[4]。
應(yīng)用上述仿真分析軟件對(duì)船用核動(dòng)力裝置各類事故進(jìn)行分析,并與核動(dòng)力裝置仿真模擬器計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較,計(jì)算結(jié)果基本符合,表明仿真分析軟件對(duì)于復(fù)雜熱工水力流體網(wǎng)絡(luò)的動(dòng)態(tài)特性能進(jìn)行比較準(zhǔn)確的仿真計(jì)算,能比較準(zhǔn)確地反映事故后系統(tǒng)重要參數(shù)的響應(yīng)變化情況。
選取輔機(jī)運(yùn)行工況,應(yīng)用上述仿真分析軟件,對(duì)該工況穩(wěn)態(tài)運(yùn)行進(jìn)行建模,遵循以下原則。
1) 堆芯燃耗取壽期中期;
2) 穩(wěn)壓器和其它壓力調(diào)節(jié)與保護(hù)控制的邏輯關(guān)系與定值采用設(shè)計(jì)值;
3) 功率自動(dòng)調(diào)節(jié),需求功率根據(jù)實(shí)際功率、蒸汽負(fù)荷以及反應(yīng)堆平均溫度計(jì)算得到。
由此得到計(jì)算的初始條件,穩(wěn)態(tài)運(yùn)行的結(jié)果符合實(shí)際情況,見表1。歸一化數(shù)值處理均規(guī)定為輔機(jī)工況數(shù)值與額定工況數(shù)值的比值百分?jǐn)?shù)。
表1 計(jì)算初始條件
3.2.1 采取“低壓保護(hù)停堆”事故處置方式實(shí)驗(yàn)計(jì)算假設(shè)條件
1) 破口位置:右環(huán)路冷端主閘閥與反應(yīng)堆之間(不可隔離);
2) 穩(wěn)壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值,低水位高壓安注泵不投入;
3) 一回路系統(tǒng)壓力降至穩(wěn)壓器電加熱投入整定值,穩(wěn)壓器電加熱投入;
4) 穩(wěn)壓器水位降至穩(wěn)壓器電加熱切除整定值,穩(wěn)壓器電加熱切除;
5) 一回路系統(tǒng)壓力降至反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)低壓停堆整定值,反應(yīng)堆停堆;
6) 一回路系統(tǒng)壓力降至低壓安注投入整定值,低壓安注系統(tǒng)投入;
7) 對(duì)安注系統(tǒng)采用單一故障準(zhǔn)則,僅有一臺(tái)低壓安注泵投入;并假定從安注信號(hào)產(chǎn)生到安注泵投入的時(shí)間延遲10 s;在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統(tǒng);
8) 反應(yīng)堆停堆后,二回路輔機(jī)耗汽。
3.2.2 采取“切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動(dòng)停堆”事故處置方式實(shí)驗(yàn)計(jì)算假設(shè)條件
1) 破口位置:右環(huán)路冷端主閘閥與反應(yīng)堆之間(不可隔離);
2) 穩(wěn)壓器水位降至低水位高壓安注泵投入整定值,低水位高壓安注泵投入信號(hào)產(chǎn)生,低水位高壓安注泵不投入;
3) 一回路系統(tǒng)壓力降至穩(wěn)壓器電加熱投入整定值,穩(wěn)壓器電加熱投入;
4) 穩(wěn)壓器水位降至穩(wěn)壓器電加熱切除整定值,穩(wěn)壓器電加熱切除;
5) 切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后選擇若干停堆時(shí)機(jī)手動(dòng)停堆;
6) 一回路系統(tǒng)壓力降至低壓安注投入整定值,低壓安注系統(tǒng)投入;
7) 安注系統(tǒng)采用單一故障準(zhǔn)則,僅有一臺(tái)低壓安注泵投入;并假定從安注信號(hào)產(chǎn)生到安注泵投入的時(shí)間延遲10 s;在低壓安注失效的情況下投入危急冷卻系統(tǒng);
8) 反應(yīng)堆停堆后,二回路輔機(jī)耗汽。
考慮核動(dòng)力裝置發(fā)生一回路冷管段SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故后,采取“低壓保護(hù)停堆”和“切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動(dòng)停堆”兩種事故處置方式,并對(duì)這兩種事故處置方式對(duì)事故產(chǎn)生的影響進(jìn)行分析對(duì)比,見表2。對(duì)切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后若干手動(dòng)停堆時(shí)機(jī)進(jìn)行計(jì)算,選取150 s進(jìn)行分析。
表2 事件序列對(duì)比 s
事故中系統(tǒng)主要參數(shù)對(duì)比見圖1~4。
圖1 反應(yīng)堆核功率
圖2 右回路平均溫度
圖3 穩(wěn)壓器壓力
圖4 破口流量
事故處置方式①在52 s低壓保護(hù)停堆,控制棒迅速下插,功率在短時(shí)間內(nèi)由7.2%下降至1.2%(衰變熱功率),接下來以緩慢的速度降低。事故處置方式②在引入破口后到150 s這段時(shí)間功率也在下降,這是因?yàn)橐换芈穳毫吔缡艿狡茐?,冷卻水通過破口向外泄露,冷卻劑壓力下降導(dǎo)致冷卻劑密度降低,綜合其它反饋效應(yīng),有效增殖因子減小,從而反應(yīng)性減小,則反應(yīng)堆功率降低。150 s時(shí)手動(dòng)停堆,功率從3.2%降至1.7%,150 s后曲線②和曲線①基本吻合(見圖1)。同時(shí),提前停堆減少了堆芯產(chǎn)生的熱量,右回路平均溫度較切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動(dòng)停堆下降更快(見圖2)。相應(yīng)地,一回路系統(tǒng)壓力下降速度也更快(見圖3)。因此,低壓保護(hù)停堆的破口流量低于切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后延遲停堆的破口流量(見圖4),可減少冷卻劑從破口的流失。除此之外,在破口尺寸相同的情況下,泄壓快能更早地觸發(fā)低壓安注投入(見表2),有利于反應(yīng)堆的安全冷卻。
1) 船用核動(dòng)力裝置SBLOCA疊加高壓補(bǔ)水失效事故有可以發(fā)展成嚴(yán)重事故。SBLOCA發(fā)生后低壓保護(hù)系統(tǒng)是否有效對(duì)防止事故的進(jìn)一步發(fā)展和保證反應(yīng)堆安全有一定影響。
2) 經(jīng)仿真計(jì)算,對(duì)比分析低壓保護(hù)停堆和切除低壓保護(hù)系統(tǒng)后手動(dòng)停堆兩種事故處置方式,得出采取前一種方式對(duì)防止事故進(jìn)一步發(fā)展,保證核動(dòng)力裝置的安全更為合理有效。
3) 船用核動(dòng)力裝置小破口冷卻劑喪失事故處理規(guī)程規(guī)定“解除反應(yīng)堆‘自動(dòng)’控制,降低反應(yīng)堆功率……”。據(jù)此,建議對(duì)原事故處理規(guī)程作進(jìn)一步驗(yàn)證、修改,以提高事故處理的有效性。
[1] 張 琨,曹學(xué)武.壓水堆核電廠高壓熔堆嚴(yán)重事故序列分析[J].原子能科學(xué)技術(shù),2008,42(6):530-534.
[2] CHANG C H,LEE C H,HONG W T,et al.IIST small break LOCA experiments with passive core cooling injection[J].Nuclear Engineering and Design,2006,236:19-34.
[3] Severe reactor accident incident response training manual[S].U S:NRC Pilot program,1987.
[4] 熊光楞,彭先毅.先進(jìn)仿真技術(shù)與仿真環(huán)境[M].北京:國(guó)防工業(yè)出版社,1997.