王小吉 楊韻佳

（中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，四川 成都610000）

0 引言

核事故發(fā)展到嚴(yán)重事故的根本原因在于事故后無法及時(shí)有效地排出堆芯熱量。在衰變熱持續(xù)加熱作用下導(dǎo)致堆芯材料熔化。在嚴(yán)重事故進(jìn)程中重新建立堆芯排熱路徑，盡可能實(shí)現(xiàn)對一回路的注水，這是恢復(fù)堆芯冷卻、阻止事故進(jìn)一步惡化的最直接的手段。根據(jù)福島事故后經(jīng)驗(yàn)，國家核安全局要求我國運(yùn)行和在建電廠充分考慮嚴(yán)重事故情況下堆芯應(yīng)急注水的可能[1]，增設(shè)嚴(yán)重事故下堆芯應(yīng)急注水措施。目前，多個(gè)運(yùn)行電廠已完成一回路應(yīng)急補(bǔ)水措施的改進(jìn)，首先，改進(jìn)方案中提供了嚴(yán)重事故情況下臨時(shí)注水路徑，其次，在水源方面考慮了電廠原有消防水和外部水源的可能。但對于注水策略的分析，僅依據(jù)滿足停堆6小時(shí)后堆芯余熱排出的需要，采用能量平衡方法確定了一回路應(yīng)急補(bǔ)水的流量。本文將針對注水時(shí)機(jī)、注水速率等因素的影響對一回路應(yīng)急注水策略進(jìn)行深入研究。

1 堆芯應(yīng)急補(bǔ)水策略關(guān)鍵要素分析

1.1 應(yīng)急補(bǔ)水流量分析需求

尋找嚴(yán)重事故后合適的堆芯應(yīng)急補(bǔ)水流量主要考慮以下幾個(gè)方面：

首先，注水流量應(yīng)能夠帶走堆芯衰變熱并實(shí)現(xiàn)堆芯再淹沒，緩解事故進(jìn)程；其次，應(yīng)避免大流量的持續(xù)注入對水源的浪費(fèi)；再次，應(yīng)注意堆芯再淹沒帶來的氫氣風(fēng)險(xiǎn)；最后，因應(yīng)急補(bǔ)水可能向堆芯注入清水，應(yīng)注意堆芯重返臨界的風(fēng)險(xiǎn)。

1.2 應(yīng)急補(bǔ)水時(shí)機(jī)分析需求

尋找嚴(yán)重事故后合適的堆芯應(yīng)急補(bǔ)水時(shí)機(jī)主要考慮以下幾個(gè)方面：

對堆芯注水時(shí)機(jī)的限制條件主要在嚴(yán)重事故后期，堆芯已經(jīng)干涸，此時(shí)一旦開始向干涸的堆芯注水，RCS壓力可能顯著增加。如果在壓力容器失效時(shí)刻一回路壓力依然沒有降到2.0 MPa以下，可能發(fā)生高壓熔融物噴射，并發(fā)生對安全殼直接加熱（DCH）的風(fēng)險(xiǎn)。RCS壓力增加還可能威脅IVR措施的成功實(shí)施。

2 堆芯應(yīng)急補(bǔ)水流量分析

2.1 注水流量計(jì)算

2.1.1 事故后帶走堆芯衰變熱所需最小流量估算

嚴(yán)重事故后向堆芯注水的目的是帶走堆芯衰變熱，根據(jù)衰變熱曲線，首先采用能量平衡的方法，計(jì)算一個(gè)供參考的帶走衰變熱最小注水流量如下：

圖1 排出堆芯衰變熱所需最小注水流量

2.1.2 注水流量程序計(jì)算

采用嚴(yán)重事故一體化系統(tǒng)程序，考慮典型的快速熔堆事故序列——波動(dòng)管雙端剪切斷裂嚴(yán)重事故，計(jì)算在堆芯損壞的各個(gè)階段堆芯注水流量對事故進(jìn)程的影響。

計(jì)算不實(shí)施嚴(yán)重事故堆芯應(yīng)急補(bǔ)水的波動(dòng)管雙端剪切斷裂事故，事故進(jìn)程如表1所示。

表1 波動(dòng)管雙端剪切事故進(jìn)程

根據(jù)上一步得到的事故進(jìn)程，選取5個(gè)關(guān)鍵的時(shí)間點(diǎn)（A、B、C、D、E），進(jìn)行堆芯應(yīng)急注水計(jì)算，注水流量采用根據(jù)衰變熱估算的“排出堆芯衰變熱所需最小注水流量”，5個(gè)時(shí)間點(diǎn)的選取理由如下：

（1）嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則判定入口點(diǎn)，即堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)刻（A）。

（2）在從堆芯出口溫度達(dá)到650℃到堆芯熔融物跌落到下封頭之間的這段事故進(jìn)程中堆芯幾何結(jié)構(gòu)發(fā)生著顯著變化，根據(jù)基本事故序列的計(jì)算結(jié)果，在這段堆芯幾何形態(tài)變化最劇烈的時(shí)間段中選取兩個(gè)時(shí)間點(diǎn)（B、C）向堆芯注水。

（3）在嚴(yán)重事故過程中，當(dāng)堆芯熔融物開始跌落到下封頭，堆芯衰變熱一部分轉(zhuǎn)移到下封頭內(nèi)，堆芯幾何結(jié)構(gòu)與之前的事故進(jìn)程存在較大區(qū)別，因此，選擇堆芯熔融物開始跌落到下封頭時(shí)刻（D）。

另外，模塊式小型堆的熱工設(shè)計(jì)使得在低壓狀態(tài)下堆芯熔融物跌落到下封頭后，壓力容器仍能包容較長時(shí)間才會失效，所以另外再選取一個(gè)熔融物在下封頭已經(jīng)形成了穩(wěn)定熔融池的時(shí)刻（E）。

對以上5個(gè)時(shí)間點(diǎn)的注水流量進(jìn)行敏感性分析，分析不同注入時(shí)間下采用最小注入流量對嚴(yán)重事故進(jìn)程的影響。事故進(jìn)程見表2，堆芯活性段水位見圖2～圖6。

表2 各方案事故進(jìn)程

圖2 堆芯活性段水位（方案A）

圖3 堆芯活性段水位（方案B）

圖4 堆芯活性段水位（方案C）

圖5 堆芯活性段水位（方案D）

圖6 堆芯活性段水位（方案E）

2.2 結(jié)果分析

2.2.1 流量控制

計(jì)算結(jié)果如表3所示，在形成熔融池后（方案E）注水，采用估算的“排除衰變熱最小流量”無法成功實(shí)現(xiàn)堆芯衰變熱的長期穩(wěn)定排出。根據(jù)堆芯活性段水位可以看出，此時(shí)注水已基本實(shí)現(xiàn)了堆芯再淹沒，但是因?yàn)樵诙研咎较路忸^后堆芯已完全喪失幾何結(jié)構(gòu)，事故進(jìn)程具有很大的不確定性，壓力容器最終還是失效了，失效時(shí)刻比不注水的基本算例晚約三萬秒。

另外，雖然在堆芯坍塌到下封頭之前采用“排出衰變熱所需最小流量”注水均可以最終實(shí)現(xiàn)堆芯的再淹沒和衰變熱的長期穩(wěn)定排出，但從注水開始到堆芯再淹沒的時(shí)間較長，均在10 000 s以上。嚴(yán)重事故發(fā)生后，為了有利于事故的處置，我們希望能夠盡早實(shí)現(xiàn)堆芯的再淹沒。因此，對注水流量進(jìn)行敏感性分析，得到了將堆芯再淹沒的時(shí)間控制在一定的時(shí)間（如1小時(shí)）內(nèi)的注水流量見表3。

表3 1小時(shí)內(nèi)實(shí)現(xiàn)再淹沒的堆芯注水流量

可以看出想要在注水后1小時(shí)內(nèi)實(shí)現(xiàn)再淹沒堆芯，隨著堆芯損壞程度的增加所需注水流量是急速增長的。到了堆芯損壞的后期，所需注水流量約為“所需最小流量”的7倍以上才能在1小時(shí)內(nèi)實(shí)現(xiàn)堆芯的再淹沒。在堆芯再淹沒成功后，可參考“排出衰變熱所需最小流量”適當(dāng)降低對堆芯的注水量，以期最大程度的節(jié)約水源，為事故處置的長期穩(wěn)定爭取更多的時(shí)間。

圖7給出了波動(dòng)管雙端剪切斷裂事故后程序計(jì)算實(shí)際所需的注水流量與“排出堆芯衰變熱所需最小流量”的對比作為參考。其他失水的嚴(yán)重事故序列也存在著和波動(dòng)管雙端剪切斷裂事故后堆芯幾何喪失點(diǎn)與堆芯衰變熱對應(yīng)的“最小注水流量”之間的關(guān)系。

圖7 波動(dòng)管雙端剪切斷裂事故后所需注水流量

2.2.2 氫氣風(fēng)險(xiǎn)

從事故產(chǎn)氫量的角度來看，產(chǎn)氫量對注水流量不敏感，對注水時(shí)間較敏感，應(yīng)盡早對堆芯實(shí)施注水，在堆芯嚴(yán)重?fù)p壞之前向堆芯的注水流量達(dá)到“最小注水流量”即可有效控制氫氣產(chǎn)量。

2.2.3 重返臨界風(fēng)險(xiǎn)

從防止堆芯重返臨界的角度來看，因?yàn)槌绦虻南拗疲疚奈磳Ψ磻?yīng)性進(jìn)行專門的計(jì)算。在EPRI的技術(shù)報(bào)告[2]中對重返臨界問題進(jìn)行了說明，該報(bào)告中關(guān)于重返臨界問題的研究結(jié)論為：在壽期初和壽期中，由于堆芯的重定位和空泡的形成，以及硼可能滯留在堆芯、下腔室內(nèi)，堆芯不可能重返臨界，除非大部分沉積的硼都移出堆芯。如果重返臨界發(fā)生，堆芯的功率水平也比較低，會被負(fù)的空泡反饋限制。在壽期末，由于燃料內(nèi)會積累較多的裂變產(chǎn)物，再加上堆芯的重定位和空泡的影響，即使重返臨界，堆芯功率也只能達(dá)到衰變熱的水平。因此，如果含硼水可用，向一回路注水時(shí)將優(yōu)先使用含硼水。但是如果只有非含硼水可用，不管是防止堆芯損壞還是為了終止堆芯損壞進(jìn)程，非含硼水都可以使用?？梢哉J(rèn)為重返臨界的風(fēng)險(xiǎn)可以接受。如果出現(xiàn)了反應(yīng)堆重返臨界，一個(gè)可靠的處理方法是降低注水流量以增加空泡。

3 堆芯應(yīng)急補(bǔ)水時(shí)機(jī)分析

3.1 注水時(shí)機(jī)討論

根據(jù)2.1節(jié)的分析，在形成熔融池之后再開始向堆芯注水已經(jīng)無法保證壓力容器的完整性了。而且在嚴(yán)重事故后，一旦開始向干涸的堆芯注水，RCS壓力可能顯著升高，如果在壓力容器失效時(shí)刻一回路壓力依然沒有降到2.0 MPa以下，可能發(fā)生高壓熔融物噴射，并發(fā)生對安全殼直接加熱（DCH）的風(fēng)險(xiǎn)。

除DCH的威脅外，由于模塊式小型堆設(shè)置了堆腔注水冷卻（IVR）措施，在實(shí)施IVR之后是否還可以向堆芯注水存在爭議[3]，其一是IVR措施成功的一個(gè)條件是在熔融物遷移到下封頭后一回路壓力保持在1.0 MPa以下，其二是向堆芯注水，將使得原本干涸的壓力容器內(nèi)再次充滿蒸汽，使得已經(jīng)終止的鎬水反應(yīng)再次開啟，在熔融物被淹沒前，會有新的氫氣產(chǎn)生，而且數(shù)量不可忽視。

因?yàn)镮VR對一回路壓力的限制比防止DCH的壓力限值更嚴(yán)苛，所以，下文將討論在保證IVR成功的前提下，堆芯應(yīng)急補(bǔ)水的注水時(shí)機(jī)。

3.2 注水時(shí)機(jī)計(jì)算

考慮典型的高壓嚴(yán)重事故序列——SBO疊加多重安全功能失效（計(jì)算中并未模擬應(yīng)急注水后實(shí)施堆腔注水的這一過程，僅分析在應(yīng)急注水后RCS關(guān)鍵參數(shù)的變化，最終的穩(wěn)定參數(shù)能夠滿足保證IVR措施成功實(shí)施的要求）。

方案一：當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)，操縱員手動(dòng)開啟一列ADS 3級閥門，對一回路進(jìn)行卸壓，不實(shí)施一回路應(yīng)急補(bǔ)水。

方案二：當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)，操縱員手動(dòng)開啟一列ADS 3級閥門，對一回路進(jìn)行卸壓，熔融物開始遷移到下封頭時(shí)刻實(shí)施一回路應(yīng)急補(bǔ)水，補(bǔ)水流量為25 m3/h（根據(jù)2.1節(jié)的結(jié)論，選擇一個(gè)保守的較大流量）。

方案三：當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)，操縱員手動(dòng)開啟一列ADS3級閥門，對一回路進(jìn)行卸壓，熔融物開始遷移到下封頭后10 000 s（未在下封頭內(nèi)形成穩(wěn)定的熔融池）實(shí)施一回路應(yīng)急補(bǔ)水，補(bǔ)水流量為25 m3/h。

事故進(jìn)程見表4，各方案一回路壓力如圖8～圖10所。

圖8 一回路壓力（方案一）

圖9 一回路壓力（方案二）

表4 事故進(jìn)程

圖10 一回路壓力（方案三）

3.3 結(jié)果分析

根據(jù)以上計(jì)算結(jié)果可以看出，在嚴(yán)重事故后期，堆芯熔融物已經(jīng)遷移到下封頭后開始對一回路的補(bǔ)水并不會引起一回路壓力顯著變化，壓力波動(dòng)最高不超過0.4 MPa。這應(yīng)該得益于模塊式小型堆設(shè)置的自動(dòng)卸壓系統(tǒng)閥門容量足夠大，可以很好的控制一回路壓力波動(dòng)。另外，從氫氣產(chǎn)量可以看出，在堆芯已經(jīng)坍塌到下封頭之后向熔融物注水并不會引起顯著的氧化產(chǎn)氫反應(yīng)，因?yàn)槭鹿拾l(fā)展到這一階段，堆芯熔融物開始大量向下封頭掉落，注水可以使得這部分熔融物被迅速淹沒，不會產(chǎn)生更多的氫氣，而暴露在水位線上的熔融物由于已喪失了幾何結(jié)構(gòu)，鋯與水蒸氣接觸的面積大大的減少，因此，再次產(chǎn)生氫氣的數(shù)量也不明顯。所以，注水不會對IVR的實(shí)施造成負(fù)面影響。此外，對熔融池的頂部注水可以有效地移除衰變熱，并緩解熔融池金屬層的熱聚焦效應(yīng)，提高IVR的可靠性。

所以，即使在實(shí)施IVR的階段，如果有注水手段，依然應(yīng)該實(shí)施對堆芯的注水。

4 結(jié)論

本文針對模塊式小堆的特點(diǎn)，分析了嚴(yán)重事故下堆芯應(yīng)急注水路徑及注水策略，得到了以下結(jié)論：

（1）根據(jù)注水流量對事故進(jìn)程的影響分析，給出了更現(xiàn)實(shí)的注水流量曲線，可用于在實(shí)施嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則時(shí)作為參考。參照這一注水流量曲線實(shí)現(xiàn)堆芯再淹沒后，可減少注水到“排出衰變熱所需最小流量”，以節(jié)約水源。

（2）氧化產(chǎn)氫風(fēng)險(xiǎn)對注水流量不敏感，對注水時(shí)機(jī)比較敏感，盡早的注水對減少總產(chǎn)氫量是有好處的。

（3）由于模塊式小型堆設(shè)置了容量足夠大的自動(dòng)卸壓系統(tǒng)，所以向干涸的堆芯注水不會導(dǎo)致一回路壓力的顯著變化。即使在實(shí)施IVR措施后恢復(fù)對堆芯的注水依然是有好處的。