武鈴珺 彭歡歡 許幼幼 杜政瑀 武小莉

（中國核動力研究設計院 核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，四川 成都 610213）

0 引言

快速卸壓閥作為嚴重事故專用卸壓閥，用于嚴重事故中操作員手動操作， 為反應堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）卸壓，使低壓注水手段可以注入，進而緩解堆芯熔化進程，或在沒有低壓注水能力時，避免壓力容器（RPV）失效時處于高壓狀態(tài)，從而使熔融物不會在內外高壓差的作用下噴射入安全殼， 規(guī)避高壓熔融物噴射（HPME）風險。

快速卸壓閥設計要求開啟時間為嚴重事故中堆芯出口溫度達到650 ℃，但在實際執(zhí)行過程中，由于需要等待嚴重事故管理導則（SAMG）的動作指令，受制于事故進程條件及現(xiàn)場指揮人員響應等諸多因素，實現(xiàn)堆芯出口溫度達到650 ℃立即執(zhí)行閥門啟動操作存在一定的不確定性。

本文以百萬千瓦級壓水式反應堆核電站作為研究對象， 對嚴重事故進程中快速卸壓閥需求開啟工況，在堆芯出口溫度達到650 ℃后一定時間內開啟的開啟時間進行譜分析，研究延遲開啟對卸壓效果及嚴重事故進程的影響。

1 分析方法

1.1 分析手段

本文以在我國自主研發(fā)的百萬千瓦級壓水式反應堆核電站為研究對象， 使用SCDAPRELAP SIM 程序建立核電廠模型。 具體模型節(jié)點劃分如圖1 所示。

快速卸壓系統(tǒng)連接于穩(wěn)壓器上封頭，系統(tǒng)包括兩個快速卸壓系列，每個系列由一臺閘閥和一臺截止閥串聯(lián)組成，兩列快速卸壓閥互為備用。 單列卸壓閥門額定排量為 525 t/h（17.23 MPa 下）。

圖1 核電廠模型節(jié)點圖

1.2 典型高壓熔堆序列

需求快速卸壓閥啟動工況為高壓熔堆嚴重事故序列。 經(jīng)分析，喪失全部給水疊加二次側冷卻手段喪失且中、低壓安注失效事故序列，將使壓力容器失效時處于較高壓力狀態(tài)， 堆芯熔融物噴射入安全殼，嚴重威脅安全殼的完整性，是較為典型的高壓熔堆事故序列， 事故進程涵蓋了高壓熔融物噴射的重要現(xiàn)象，且事故序列中RCS 長期處于較高壓力水平，事故進程也較全廠斷電、小破口等嚴重事故序列發(fā)展更快。 因此，本文將以喪失全部給水疊加多重安全功能失效為基準事故序列進行快速卸壓閥延遲開啟計算分析。

1.3 避免HPME 現(xiàn)象發(fā)生的卸壓標準

國際上一般以壓力容器失效時RCS 壓力作為評判HPME 現(xiàn)象是否發(fā)生的標準。本文以嚴重事故進程中壓力容器失效時RCS 壓力低于2.0 MPa 作為滿足有效避免HPME 的標準，對快速卸壓閥卸壓效果進行評價。

2 計算結果及分析

2.1 嚴重事故中不開啟快速卸壓閥

工況0：0 s 時刻發(fā)生完全喪失給水事故， 二次側非能動余熱排出系統(tǒng)不可用，中、低壓安注失效，僅考慮安注箱的自動投運。 主要事故進程序列如表1 所示，主要參數(shù)變化如圖2 所示。

表1 完全喪失給水事故進程

喪失全部給水事件發(fā)生，二回路帶熱能力惡化從而導致RCS 溫度、 壓力迅速上升。 穩(wěn)壓器安全閥自動起跳， 維持RCS 壓力在其開啟整定值附近 （見圖2（a））。RCS 冷卻劑通過穩(wěn)壓器安全閥向安全殼排放， 安注系統(tǒng)無法對冷卻劑喪失進行補充，堆芯逐漸裸露，堆芯出口溫度不斷上升，堆芯熔化不可避免。 壓力容器下封頭蠕變失效時RCS 壓力為16.09 MPa，是典型的高壓熔堆嚴重事故序列，存在HPME 的風險。

事故進程中，SG 二次側排空（2 525 s）前，堆芯熱量通過RCS 自然循環(huán)方式由二次側熱阱排放，通過穩(wěn)壓器安全閥排放的蒸汽數(shù)量有限（圖2（c））。 在 SG 水裝量排空后，二次側熱阱完全喪失，堆芯熱量無法有效導出，RCS 內水被加熱膨脹導致穩(wěn)壓器內水位快速上升直至滿溢，此間穩(wěn)壓器安全閥過水（圖2（c））。 而后，RCS 內冷卻劑數(shù)量迅速減少， 穩(wěn)壓器水位顯著下降（圖2（c）），同時堆芯完全裸露。此狀態(tài)中，壓力容器內壓力略高于穩(wěn)壓器內壓力，穩(wěn)壓器內剩余水無法向堆芯內補充，形成高壓熔堆序列中較為典型的雙汽水界面現(xiàn)象（見圖2（b）和 2（c））。

事故進程中，在堆芯熔融物掉落到下封頭（5 550 s）前， 壓力容器下封頭內水僅通過輻射換熱被加熱，致使大量的液態(tài)水得以留存。 當堆芯熔融物開始向下封頭掉落，炙熱的堆芯熔融物將被這部分滯留在下封頭內的水冷卻，大量蒸汽流經(jīng)堆芯區(qū)域可以帶走一定的熱量，因此，在初始短時間內大量熔融物坍塌后，下封頭熔池體積變化減緩明顯（見圖2（d））。當下封頭內液態(tài)水消耗殆盡，熔融物得不到有效冷卻，最終導致壓力容器失效（9 925 s）。

圖2 完全喪失給水事故進程參數(shù)變化（工況0）

2.2 嚴重事故中不同時間開啟快速卸壓閥

為進行快速卸壓閥延遲開啟時間譜分析， 選取完全喪失給水嚴重事故序列中堆芯出口溫度達到650 ℃為起點以及壓力容器失效時間為終點， 每間隔10 min設立計算工況。

由于分析程序所限，無法模擬冷卻劑排入安全殼后安全殼內壓力變化，因此保守假設快速卸壓閥排放期間安全殼壓力為設計值0.52 MPa。 分析結果如表2所示。選取其中典型的工況展示主要參數(shù)變化，如圖3所示。

全部喪失給水高壓熔堆事故序列中在堆芯出口溫度達到650 ℃開閥（工況1），此時堆芯仍有一定的水（見圖3（b）），且燃料包殼溫度未達到熔點（見圖3（c））。 閥門開啟后大量水蒸氣從閥門排放使得堆芯裸露，緊接著伴隨RCS 壓力迅速降低使得安注箱水能夠注入堆芯（見圖3（b）），包殼溫度下降明顯（見圖3（c））。 安注箱注入期間熔化進程被遏止，安注箱水排空后堆芯排熱再次惡化， 包殼溫度快速上升 （見圖3（c）），熔化不可避免。 開閥（工況 1）與未開閥（工況 0）相比，熔融物坍塌到下封頭時間推延5 450 s，RPV 失效時RCS 壓力已降低到0.94 MPa， 顯著避免HPME的風險。

表2 快速卸壓閥延遲開啟事故進程

圖3 快速卸壓閥延遲開啟事故進程參數(shù)變化

全部喪失給水高壓熔堆事故序列中延遲堆芯出口溫度達到650 ℃后延遲開啟快速卸壓閥（工況2-9），安注箱水注入前堆芯已裸露（見圖3（b）），堆芯已開始熔化（見圖3（c）），部分熔融物坍塌入下封頭（見圖3（d）），安注箱水注入對熔融物進行冷卻劑，使堆芯熔化進程得到遏止，延緩熔融物繼續(xù)向下封頭坍塌。 延遲開啟雖未能延緩堆芯熔化起始時間， 但顯著推延RPV 失效時間，從嚴重事故處置的角度是有利的。

嚴重事故進程中操作員手動開啟快速卸壓閥為RCS 卸壓，不同開啟時間對事故序列進程影響結果顯示（見表2）：

（1）在壓力容器失效前開啟閥門，開閥時間對最終卸壓效果的影響是有限的，閥門設計排量下均能夠實現(xiàn)預防HPME 的目標。 隨著閥門開啟時間的延遲，最終RCS 壓力略有上升，尤其是延遲時間達到60 min后（工況 7/8/9），最終RCS 壓力較650 ℃開閥提高約0.6 MPa，波動浮動在可接受范圍內。

（2）延遲開閥時間越晚，閥門開啟到安注箱注入的時間間隔越短，這是由于事故后期衰變熱逐漸降低且RCS 內冷卻劑逐步減少，從而在相同排放能力下卸壓速率越快。 工況1～工況4，間隔時間縮短幅度逐步降低，工況4～工況9，時間間隔穩(wěn)定在一定數(shù)值內，這是由閥門的排放能力決定的， 固定的排放能力使得RCS 下降的速率存在極限，因此，閥門開啟到安注箱注入的時間間隔無法無限制的縮短。

（3）延遲開閥（工況 2～工況 9）時間越晚，安注箱注入堆芯再次裸露的時間間隔越長，這是由于隨著事故進程的發(fā)展，堆芯熔融物大量坍塌入下封頭，堆芯活性區(qū)可冷卻結構逐漸縮小，能夠使冷卻劑與熔融池充分接觸的面積越來越少，從而安注箱注入后蒸發(fā)速率逐步減少。

（4）延遲開閥時間越晚，RPV 失效越晚（工況 2～工況 7）。 當延遲時間達到 60 min 后（工況 7/8/9），最終RPV 失效時間相近，不再有明顯推延，這表明安注箱延緩堆芯熔化進程的作用是有極限的，當絕大多數(shù)熔融物已經(jīng)坍塌入下封頭形成熔融池，雖然有新的冷卻劑注入， 但熔融物能夠與冷卻劑接觸的面積有限，從而使冷卻劑能夠帶走的熱量被限制。

3 結論

本文以百萬千瓦級核電站為對象，研究在嚴重事故中延遲開啟快速卸壓閥對事故進程和卸壓效果的影響。 結果表明：

（1）閥門開啟時間的延遲不影響快速卸壓閥最終的卸壓效果，在有效時間內開啟閥門為RCS 卸壓均可以實現(xiàn)預防HPME 的目標。

（2）在堆芯熔融物坍塌入下封頭前實施卸壓，安注箱水注入將直接遏止堆芯熔化進程，在有部分熔融物坍塌入下封頭后實施卸壓，安注箱注入將緩解堆芯熔化進程。

（3）當閥門開啟時間延遲達到60 min 及以上，最終RPV 失效時間無顯著差異。

綜上，建議嚴重事故進程中實施快速卸壓閥卸壓應在堆芯出口溫度達到650 ℃后60 min 內完成。