陳艷芳,單福昌
(核動(dòng)力運(yùn)行研究所,湖北 武漢430223)
嚴(yán)重事故就是堆芯熔化事故,任何的嚴(yán)重事故都是從堆芯冷卻不足開(kāi)始的[1]。由于堆芯冷卻不足,堆芯溫度不斷升高,堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料(主要成分Fe)、燃料包殼(主要成分Zr)、含硼控制棒(主要成分B4C)在一定的溫度下將與蒸汽發(fā)生氧化反應(yīng)釋放氫氣,這些氫氣通過(guò)一回路的破口或開(kāi)啟的穩(wěn)壓器卸壓閥進(jìn)入安全殼。低密度的氫氣逐漸上升,并在安全殼的頂部堆積。氫氣的堆積將對(duì)安全殼的完整性造成威脅,當(dāng)氫氣的濃度達(dá)到一定的限值,就有可能發(fā)生氫爆,放熱的同時(shí)產(chǎn)生瞬時(shí)高壓,導(dǎo)致安全殼高壓失效以及安全殼內(nèi)設(shè)備的損毀[2]。因此必須對(duì)事故早期堆內(nèi)氫氣源項(xiàng)進(jìn)行分析,以便采取有效的措施,保障核安全第三道屏障(安全殼)的完整性。
在模擬中做了如下的假設(shè):假設(shè)事故發(fā)生后高低壓安注系統(tǒng)全部失效,而非能動(dòng)安注箱仍保持可用狀態(tài),輔助給水系統(tǒng)(AFWS)不可用。另外,事故的過(guò)程中保留了下面的運(yùn)行規(guī)則:反應(yīng)堆停堆、汽輪機(jī)停機(jī)、停主泵等。
采用同一個(gè)電廠模型,分別對(duì)LOFA和SBO進(jìn)行了模擬。系統(tǒng)的主要參數(shù)如表1所示。
表1 主要參數(shù)Table1 Main parameters
本次仿真關(guān)注的是事故早期氫氣源項(xiàng)的行為,因此只計(jì)算到下封頭失效,仿真時(shí)間為20000 s。主要事件及描述如表2所示。
事故過(guò)程中堆芯內(nèi)氫氣主要來(lái)自鋯和水的氧化反應(yīng)。另外,一定的高溫下結(jié)構(gòu)材料不銹鋼以及含硼控制棒也會(huì)和水蒸氣發(fā)生反應(yīng)產(chǎn)生氫氣。圖1是LOFA事故下各材料氧化反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量隨時(shí)間的變化曲線。
隨著給水的喪失,堆內(nèi)換熱不斷惡化,包殼溫度上升。約3562 s時(shí),包殼溫度達(dá)到1300 K,鋯水開(kāi)始發(fā)生氧化反應(yīng)生成氫氣,并在包殼外表面形成熔點(diǎn)較高的氧化鋯保護(hù)層。約7500 s時(shí),包殼氧化層的溫度達(dá)到1850 K時(shí),這層保護(hù)層發(fā)生相變,通透率變高,鋯氧化速率出現(xiàn)峰值。在1.52434E+04 s時(shí),下封頭失效,堆內(nèi)氧化反應(yīng)結(jié)束,氫氣的質(zhì)量不再變化。在整個(gè)LOFA事故過(guò)程中鋯氧化產(chǎn)生的氫氣約230 kg。鋯水反應(yīng)是事故中氫氣的主要來(lái)源[3]。
表2 主要事件序列Table2 Sequence of main events
圖1 LOFA事故下氧化反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量Fig.1 Hydrogen generated in LOFA
鋯水反應(yīng)關(guān)系式如下:
Zr +2H2O → ZrO2+2H2(1 kg的鋯與水充分反應(yīng)釋放約0.5 m3的氫氣)
鋯水反應(yīng)的后果:
1) 鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的大量氫氣最終進(jìn)入安全殼,增加了安全殼內(nèi)氫爆的風(fēng)險(xiǎn);
2) 氫氣的存在同時(shí)影響了堆內(nèi)材料的輻射換熱;
3) 鋯包殼與水反應(yīng)產(chǎn)生的氧化層影響了燃料元件的輻射換熱;
4) 鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的α、β相鋯與UO2相互作用加速了燃料棒的熔化。在堆芯注水的情況下易脆裂的α、β相鋯增加了包殼破裂的風(fēng)險(xiǎn);
5) 鋯的氧化釋熱加速了堆芯溫度的上升。因此鋯的氧化是堆芯解體事故發(fā)展進(jìn)程中的一個(gè)重要階段。
堆芯內(nèi)的結(jié)構(gòu)材料堆芯圍桶、吊籃、熱屏、上下柵板和支撐格架等的主要成分是不銹鋼(Fe、Cr、Ni)。在一定溫度下,這些結(jié)構(gòu)材料也會(huì)與水發(fā)生氧化反應(yīng),釋放氫氣。約7500 s時(shí),不銹鋼溫度達(dá)到275~1425 K,不銹鋼較慢氧化產(chǎn)生氫氣,并在結(jié)構(gòu)材料表面形成氧化鐵的保護(hù)膜。但是隨著溫度的升高,這層氧化膜的保護(hù)作用逐漸減弱。當(dāng)溫度介于1425~1670 K時(shí),不銹鋼開(kāi)始快速氧化,釋放氫氣。參見(jiàn)圖1可知不銹鋼發(fā)生氧化反應(yīng)的溫度高于鋯氧化反應(yīng)的溫度。不銹鋼氧化產(chǎn)生的氫氣約30 kg,約占堆內(nèi)生成氫氣總量的10%。因此,在進(jìn)行嚴(yán)重事故分析時(shí),不銹鋼氧化反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣量不可忽略。
嚴(yán)重事故中與水發(fā)生氧化反應(yīng)的B4C主要來(lái)自控制棒。目前1400 K以下B4C與蒸汽的氧化反應(yīng)的關(guān)系已經(jīng)比較明確,但是1400 K以上B4C的氧化反應(yīng)還不很清楚。在ASTEC模型中采用了簡(jiǎn)化模型模擬B4C氧化過(guò)程。B4C與蒸汽的反應(yīng)對(duì)氫氣的產(chǎn)量有很大的貢獻(xiàn),因?yàn)槊磕柕腂4C較每摩爾的鋯氧化釋放更多的氫氣。B4C氧化反應(yīng)關(guān)系式如下:
參見(jiàn)圖1的曲線b可知,本次計(jì)算中B4C氧化反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣非常的少,可以忽略不計(jì)。
1) LOFA和SBO事故下堆內(nèi)產(chǎn)生的氫氣總質(zhì)量分別為260 kg和400 kg??梢?jiàn)不同的事故進(jìn)程中產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量有很大的差別,在進(jìn)行氫含量分析時(shí)要根據(jù)不同的事件分別對(duì)待;
2) 比較圖2和圖3的曲線d的斜率可知,SBO比LOFA氫氣生成更加迅速;
3) LOFA比SBO氧化反應(yīng)的時(shí)間早,這說(shuō)明LOFA事故下堆芯溫度上升的更快,更早到達(dá)鋯水反應(yīng)的溫度,這與實(shí)際的物理過(guò)程是一致的。
圖4、圖5是LOFA和SBO事故進(jìn)程中氫氣分布曲線。
圖2 LOFA產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量Fig.2 Hydrogen mass in LOFA
圖3 SBO產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量Fig.3 Hydrogen mass in SBO
1) 由圖4可知:LOFA事故過(guò)程中壓力容器內(nèi)滯留的氫氣質(zhì)量(見(jiàn)圖4,曲線d)很少,遠(yuǎn)小于氧化反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣質(zhì)量。這是因?yàn)槭鹿蔬^(guò)程中產(chǎn)生的氫氣,隨著一回路蒸汽流動(dòng),并通過(guò)開(kāi)啟的穩(wěn)壓器安全閥或泄壓閥進(jìn)入安全殼。此過(guò)程中,安全殼中上部的氫氣質(zhì)量(見(jiàn)圖4,曲線e)迅速地增加。當(dāng)安全殼中的氫氣濃度達(dá)到氫氣的著火點(diǎn)時(shí)(約10000 s時(shí)),安全殼內(nèi)消氫裝置自動(dòng)運(yùn)行,安全殼內(nèi)的氫氣質(zhì)量迅速降低。
圖4 LOFA氫氣分布Fig.4 Hydrogen distribution in LOFA
圖5 SBO氫氣分布Fig.5 Hydrogen distribution in SBO
2) 相對(duì)于LOFA事故,SBO情況下氫氣進(jìn)入安全殼的速度較慢,在堆內(nèi)積累的時(shí)間較長(zhǎng)。堆內(nèi)氫氣量最高達(dá)到180 kg(見(jiàn)圖5,曲線f)。另外,在SBO事故中有約165 kg的氫氣進(jìn)入一回路(見(jiàn)圖5,曲線b)。SBO事故中堆內(nèi)氫氣的積累的風(fēng)險(xiǎn)不可忽略,值得關(guān)注。
3) LOFA和SBO計(jì)算結(jié)果比較:在LOFA和S B O事故進(jìn)程中安全殼氫氣的峰值分別為195 kg、360 kg??梢?jiàn),不同事故進(jìn)程中安全殼中的氫氣質(zhì)量是不同的,可能有很大的差別。另外,不同事故進(jìn)程中堆內(nèi)氫氣的質(zhì)量,以及分布也可能會(huì)有很大差別。對(duì)這一點(diǎn)我們要有清晰的認(rèn)識(shí)。
在嚴(yán)重事故過(guò)程中鋯合金包殼,結(jié)構(gòu)材料以及含硼控制棒在高溫下都可以和蒸汽發(fā)生反應(yīng)釋放氫氣。鋯水反應(yīng)是氫氣的主要來(lái)源,不銹鋼氧化產(chǎn)生的氫氣約占堆內(nèi)氧化反應(yīng)生成氫氣總量的10%。通過(guò)LOFA和SBO不同初因事故下氫氣氧化反應(yīng)開(kāi)始的時(shí)間、產(chǎn)生氫氣的質(zhì)量、速度以及堆內(nèi)外氫氣積累的比較,可知同一堆型在不同事故進(jìn)程中產(chǎn)生的氫氣的時(shí)間和質(zhì)量以及氫氣在堆內(nèi)的分布可能有很大的差別,這一點(diǎn)值得關(guān)注。
[1]濮繼龍. 壓水堆核電廠安全與事故對(duì)策[M]. 北京:原子能出版社,1995.(PU Ji-long. Safety and accident countermeasures for PWR nuclear power plants [M]. Beijing: Atomic Energy Press,1995.)
[2]朱繼洲,等. 核反應(yīng)堆安全分析[M]. 北京:原子能出版社,1988.(ZHU Ji-zhou, et al. Safety analysis for nuclear reactors [M]. Beijing: Atomic Energy Press,1998.)
[3]Yu. Zvonarev, M. Budaev, V. Kobzar,A. Volchek. ASTEC Code Validation and Application to Safety of NPPs with VVER.Nuclear Safety Institute of Russian Research Centre “Kurchatov Institute”, Moscow (RU).