陳黎俊 趙新文 劉家磊

摘 要：小型壓水堆冷卻劑喪失事故（LOCA，Lose of Coolant Accident）是誘發(fā)反應(yīng)堆堆芯熔化的主要初因之一，需要重點防范應(yīng)對。為分析確定小破口失水事故誘發(fā)的嚴(yán)重事故序列，論文首先基于事件樹分析方法研究小破口失水事故可能的響應(yīng)序列，然后基于SCDAP-RELAP5程序模擬計算不同事故序列下系統(tǒng)主要特征參數(shù)的響應(yīng)特征，確定導(dǎo)致堆芯熔化的事故序列，給出小型壓水堆應(yīng)對嚴(yán)重事故的薄弱環(huán)節(jié)，為后續(xù)有針對性地制定預(yù)防措施提供了科學(xué)依據(jù)。

關(guān)鍵詞：小破口失水事故 嚴(yán)重事故 事件樹 SCDAP-RELAP5

中圖分類號：TL364 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）10（a）-0119-03

Severe Accident Sequence Analysis Induced by Small LOCA In the Small PWR

Chen Lijun1，2 Zhao Xinwen1 Liu Jialei1

（1 Naval University of Engineering， Department of Nuclear Science and Technology，Wuhan Hubei，430033，China；2 Naval Vessel Technology Security Department，Beijing，100841，China）

Abstract：Lose of Coolant Accident（LOCA） is one of the main inducements of PWR（Pressurized Water Reactor） severe accident and it should be intensively protect against. Based on the method of combination of event tree and deterministic analysis， the severe accident sequence induced by a small LOCA was analyzed. Firstly， the uncertainty of the severe accident sequence after a small LOCA was found out， which was based on the event tree analysis. Secondly， based on the SCDAP-RELAP5 code， the response characteristic of the main latent parameter in different accident consequence was simulated. The accident consequence that can result in core melt was given out and the vulnerable spot of coping with small PWR severe accident was ascertained， which will provide a scientific base in making related prevention measures and improving the ability of deal with a severe accident.

Key words：Small LOCA；Severe accident；Event tree；SCDAP-RELAP5

國內(nèi)外的研究表明，可能導(dǎo)致核反應(yīng)堆堆芯熔化的嚴(yán)重事故序列有100多種，要在設(shè)計中考慮到所有事故的緩解措施是不現(xiàn)實的，因此需要對嚴(yán)重事故進(jìn)行分析、分類，并有針對性地給出事故緩解措施[1]。LOCA事故將直接導(dǎo)致第二道放射性屏障失效，堆芯冷卻劑大量流失后可能造成堆芯燃料元件裸露、熔化，同時高溫高壓的冷卻劑還會導(dǎo)致第三道安全屏障溫度壓力升高、完整性受到威脅。對于小型壓水堆LOCA事故，根據(jù)破口的位置及人員的干預(yù)，通常又可分為可隔離破口和不可隔離破口兩類；根據(jù)破口的大小可分為大破口、中破口和小破口失水事故。林支康、薛衛(wèi)光等人分別用RELAP5和MELCORE程序?qū)π∑瓶谑鹿始捌湔T發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)行分析[2-3]，得到了事故后系統(tǒng)的響應(yīng)狀況。該文主要基于事件樹分析方法，首先找到小破口失水事故可能誘發(fā)導(dǎo)致嚴(yán)重事故的事故序列，然后利用SCDAP-RELAP5最佳估算模擬程序進(jìn)行分析計算，從而得到事故后反應(yīng)堆安全特征參數(shù)的響應(yīng)曲線。

1 概述

小型壓水堆發(fā)生失水事故時，穩(wěn)壓器壓力、水位可會出現(xiàn)異常，同時伴隨其它明顯的響應(yīng)特征，操縱員不難判明LOCA事故的發(fā)生，通過隔離環(huán)路或者比較兩環(huán)路安注流量還可進(jìn)一步判斷破口位置。LOCA發(fā)生后，不加干預(yù)，首先可能會觸發(fā)高壓安注系統(tǒng)動作，之后反應(yīng)堆低壓保護(hù)停堆，主機(jī)脫扣、主給水關(guān)閉；若壓力繼續(xù)下降，則觸發(fā)低壓安注系統(tǒng)投入，最終經(jīng)過再循環(huán)安全注射持續(xù)導(dǎo)出堆芯熱量。

根據(jù)失水事故誘發(fā)嚴(yán)重事故的特點，開展事故序列研究的主要方法如下：

（1）根據(jù)實際運(yùn)行經(jīng)驗，找出事故序列分析中對事故進(jìn)程具有較大影響的題頭事件，制定其成功準(zhǔn)則。事件序列模型化過程確定所有可能導(dǎo)致堆芯損毀的各題頭事件系統(tǒng)功能成功或失效的組合[4]。（2）結(jié)合已有安全分析和安全研究的結(jié)果，判斷來確定可能導(dǎo)致超設(shè)計基準(zhǔn)事故的事件序列，并對演進(jìn)過程及后果相似的時間序列簡化歸并。（3）針對簡化歸并后的事件序列，采用機(jī)理性分析程序模擬其響應(yīng)過程，明確各個典型始發(fā)事件下的事故響應(yīng)序列，判斷事故后果，進(jìn)而尋求阻止嚴(yán)重事故進(jìn)程的有效手段和降低放射性后果的有效方法。

2 小破口失水事故的事故序列分析

2.1 事件樹建模主要假設(shè)

失水事故期間，操縱員可進(jìn)行破口隔離，或利用高壓安注系統(tǒng)、低壓安注系統(tǒng)、輔機(jī)耗汽、投入余熱排出系統(tǒng)等來緩解事故進(jìn)程。為了量化這些系統(tǒng)的響應(yīng)，現(xiàn)做如下假設(shè)：

（1）按照單一故障準(zhǔn)則，LOCA事故下高壓安注系統(tǒng)和低壓安注系統(tǒng)各只有一臺泵投入運(yùn)行；（2）事故停堆后二回路輔機(jī)以低流量繼續(xù)耗汽運(yùn)行，當(dāng)SG二次側(cè)壓力小于整定值時所有輔機(jī)關(guān)閉，且之后不再開啟；（3）反應(yīng)堆低壓保護(hù)停堆后，主泵切換低速的同時投入余熱排出系統(tǒng)；（4）不考慮操縱員的其它干預(yù)措施。

2.2 事件樹題頭及成功準(zhǔn)則

事件樹的建模是一個歸納過程，通過為每一類初因事件構(gòu)建出一個事件序列圖或事件樹來完成[5]。根據(jù)實際運(yùn)行經(jīng)驗，本事件樹共涉及題頭事件共7個，分別描述如下。

（1）始發(fā)事件：一回路承壓邊界管道破口失水，該始發(fā)事件代碼為“A”。（2）冷卻劑破口隔離：能夠?qū)Τ霈F(xiàn)在主閘閥外側(cè)的破口實施環(huán)路隔離，以減小冷卻劑經(jīng)破口不斷流失并建立單環(huán)路運(yùn)行，這項功能需要操縱員手動干預(yù)，采用人因基本事件“GLHL-HE”表示。（3）安注系統(tǒng)投入：LOCA事故下，穩(wěn)壓器水位低觸發(fā)高壓安注系統(tǒng)自動投入，穩(wěn)壓器壓力觸發(fā)低壓安注系統(tǒng)自動投入，其成果準(zhǔn)則要求安注泵至少一臺能投入，且事故后期滿足再循環(huán)安注的要求，標(biāo)示符為“AQZS”。（4）低壓保護(hù)停堆：壓力下降觸發(fā)反應(yīng)堆低壓保護(hù)系統(tǒng)動作引起反應(yīng)堆停堆，其成功準(zhǔn)則要求所有控制棒都能插入堆芯，標(biāo)示符為“DYTD”；（5）可靠電源投入：反應(yīng)堆停堆后，主汽輪機(jī)組反拖使得可靠電源自動投入，其成功準(zhǔn)則要求可靠電源在反應(yīng)堆停堆后能在15 s內(nèi)投入，標(biāo)示符為“KKDY”；（6）余熱排出系統(tǒng)投入：事故停堆后，在非破損環(huán)路投入余熱排出系統(tǒng)導(dǎo)出堆芯余熱，其成功準(zhǔn)則要求非破損環(huán)路主泵能夠低速運(yùn)行，采用人因基本事件“WJLQ-HE”表示；（7）輔機(jī)耗氣運(yùn)行：如果當(dāng)破口尺寸較小，破口流量不足以帶走堆芯熱量時，主泵因汽蝕停運(yùn)時，余熱排出系統(tǒng)不能投入，這樣穩(wěn)壓器壓力還會升高，需要在主機(jī)關(guān)閉后，利用二回路輔機(jī)繼續(xù)耗汽，以帶走堆芯衰變熱。采用人因基本事件“FJHQ-HE”表示。

2.3 事故序列發(fā)展

小型壓水堆結(jié)構(gòu)復(fù)雜，故障形式多樣，根據(jù)事件樹中各題頭事件是否發(fā)生可將事故歸納為多個不同的事故序列。使用概率論方法和確定論方法相結(jié)合，并依據(jù)合理的工程判斷總結(jié)各事故序列如下：

序列1：LOCA事故發(fā)生后，操縱員成功隔離破損環(huán)路，低壓保護(hù)停堆后可靠電源投入，高壓安注和低壓安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)均能投入，一回路及堆芯水裝量得以恢復(fù)，堆芯余熱能夠被有效導(dǎo)出，事故被成功緩解，事故最終狀態(tài)用“OK”表示。

序列2：LOCA事故發(fā)生后，操縱員成功隔離破損環(huán)路，低壓保護(hù)停堆后可靠電源投入，安注系統(tǒng)可以投入，但余熱排出系統(tǒng)無法投入，堆芯最終熱阱喪失。若一回路冷卻劑裝量損失較小，則事故可以被成功緩解；若一回路冷卻劑裝量損失較大，則事故進(jìn)程可能會惡化，事故最終狀態(tài)根據(jù)操縱員的進(jìn)一步干預(yù)而有所不同，用“CD”表示。

序列3：LOCA事故發(fā)生后，成功隔離破損環(huán)路，停堆后可靠電源投入，余熱排出系統(tǒng)投入，但安注系統(tǒng)無法投入。對于小破口LOCA，在隔離環(huán)路后一回路冷卻劑流失較少，主泵可以維持低速運(yùn)行，堆芯衰變熱可以導(dǎo)出，事故最終狀態(tài)用“CD”表示。

序列4：LOCA事故發(fā)生后，操縱員成功隔離破損環(huán)路，停堆后可靠電源投入，但安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)均無法投入，堆芯最終熱阱喪失，冷卻劑經(jīng)釋放閥不斷流失，最終引起燃料元件熔化和壓力容器下封頭蠕變失效，事故最終狀態(tài)用“CD&VR”表示。

序列5：LOCA事故發(fā)生后，操縱員成功隔離破損環(huán)路，低壓保護(hù)停堆，但可靠電源無法投入，形成疊加的全艇斷電事故，高壓安注和低壓安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)失效，堆芯及一回路水裝量不斷減少，堆芯最終熱阱喪失，最終引起燃料元件熔化和壓力容器下封頭蠕變失效，事故最終狀態(tài)用“CD&VR”表示。

序列6：LOCA事故發(fā)生后，破損環(huán)路無法隔離，事故停堆后可靠電源自動投入，高壓安注和低壓安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)可以投入，不同破口位置及破口尺寸下，堆芯及一回路冷卻劑裝量恢復(fù)情況不同，燃料元件的損傷狀態(tài)也不確定，事故最終狀態(tài)用“/”表示。

序列7：LOCA事故發(fā)生后，破損環(huán)路無法隔離，事故停堆后可靠電源自動投入，余熱排出系統(tǒng)可以投入，但高壓安注和低壓安注系統(tǒng)故障無法投入，堆芯及一回路冷卻劑裝量不斷減少，燃料元件先后發(fā)生破損和熔化，最終壓力容器下封頭出現(xiàn)蠕變失效，事故最終狀態(tài)用“CD&VR”表示。

序列8：LOCA事故發(fā)生后，破損環(huán)路無法隔離，事故停堆后可靠電源無法投入，高壓安注和低壓安注系統(tǒng)、余熱排出系統(tǒng)失效，堆芯及一回路冷卻劑裝量不斷減少，燃料元件先后發(fā)生破損和熔化，最終壓力容器下封頭出現(xiàn)蠕變失效，事故最終狀態(tài)用“CD&VR”表示。

為了更直觀的表述不同的事件序列，將其做成事件樹的形式如圖1所示。根據(jù)現(xiàn)有研究結(jié)論，同樣破口下，冷段破口要比熱段破口后果更加嚴(yán)重，因此在事故模擬分析過程中，將相同大小的熱段破口歸并至冷段破口進(jìn)行分析。

3 主環(huán)路冷段不可隔離15 mm破口失水事故分析

由事件樹分析可知，無法判斷主環(huán)路不可隔離失水事故能否造成堆芯熔化，需要通過SCDAP-RELAP5事故分析平臺進(jìn)行模擬計算。該節(jié)將對破口環(huán)路隔離失效時的主回路冷段15 mm破口失水事故進(jìn)行分析。

假設(shè)反應(yīng)堆功率運(yùn)行期間，某系統(tǒng)管線破裂，導(dǎo)致與主回路聯(lián)接的部分出現(xiàn)當(dāng)量直徑為15 mm的破口事故。當(dāng)破口環(huán)路隔離失敗時，相當(dāng)于發(fā)生了主回路冷段不可隔離的破口事故。事故從系統(tǒng)穩(wěn)定運(yùn)行2000 s后開始發(fā)生，分別計算低工況（工況1）和高工況（工況2）兩種工況下的事故響應(yīng)，計算到事故后18000s，事故分析過程中假設(shè)如表1所示。圖2至圖5為不同功率下發(fā)生15 mm破口失水事故時，堆芯及一回路主要參數(shù)的變化曲線。

由圖2至圖3可知，事故發(fā)生初期，破口流量較大，堆芯水位迅速下降，堆芯出現(xiàn)明顯地裸露。隨著一回路壓力的下降，低壓安注先后內(nèi)投入，使得堆芯活性區(qū)水位迅速升高，主回路壓力也維持在安注投入壓力附近波動。由于衰變熱較大，注入堆芯的水使得堆芯壓力回升，低壓安注系統(tǒng)只能間斷向堆芯注水。對于工況1，由于衰變熱較小，低壓安注投入較早，堆芯沒有發(fā)生燃料元件燒毀的情況；對于工況2，事故后停堆衰變熱較高，破口帶走的能量小于衰變熱，低壓安注系統(tǒng)較長時間無法投入，堆芯燃料元件出現(xiàn)裸露，導(dǎo)致堆芯燃料元件會出現(xiàn)熔化現(xiàn)象，熔化燃料元件在堆芯形成了熔融池并向下腔室坍塌，坍塌熔融池使得下腔室積水迅速汽化，引起回路壓力發(fā)生陡升，這使低壓安注系統(tǒng)的投入時機(jī)被推遲。但坍塌的熔融物在下腔室積水的作用下，不會引起下封頭失效。截止事故后18000 s，堆芯燃料元件已經(jīng)全部發(fā)生損壞，堆芯溫度較高，軸向長度上有較多燃料發(fā)生熔化，如圖4至圖5所示。工況2時，低壓安注系統(tǒng)投入之前堆芯持續(xù)升溫，包殼溫度達(dá)到了鋯水反應(yīng)的條件，因此能夠發(fā)生鋯水氧化反應(yīng)，產(chǎn)生大量氫氣，給反應(yīng)堆的安全帶來更大隱患。

4 結(jié)語

針對小型壓水堆嚴(yán)重事故分析的薄弱環(huán)節(jié)，采用事件樹分析和確定論方法找到了小破口失水事故后反應(yīng)堆響應(yīng)并不明確的事件序列。在此基礎(chǔ)之上，針對不可隔離的小破口失水事故，采用SCDAP/RELAP5事故分析平臺進(jìn)行計算，得到了事故后系統(tǒng)的關(guān)鍵參數(shù)和事故進(jìn)程，為事故的預(yù)防及處置提供了依據(jù)，具有一定的工程應(yīng)用價值。

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