于承鑫，鄭 偉

(中廣核(北京)仿真技術(shù)有限公司，廣東 深圳 518031)

1 引言

國家核安全局于2016 年 10 月26 日批準發(fā)布的《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》(HAF102-2016)規(guī)定嚴重事故是指嚴重性超過設(shè)計基準事故并造成堆芯明顯惡化的事故工況[1]。在核電發(fā)展的六十多年中，共發(fā)生過三次嚴重核事故。切爾諾貝利和三哩島核事故讓世界各國對核電廠安全系統(tǒng)改進，防人因失誤以及核安全文化進行深入的研究，而福島核事故使人們認識到當嚴重事故發(fā)生以后，其事故后的緩解和應(yīng)急響應(yīng)同樣重要，要保證核電安全，必須要加強嚴重事故的預(yù)防和緩解[2]。全范圍模擬機作為核電廠的重要組成部分，其不僅能夠?qū)崿F(xiàn)核電廠系統(tǒng)研究、運行規(guī)程、事故規(guī)程設(shè)計改造、電廠運行以及瞬態(tài)分析，更重要的是能夠可靠地有效地完成核電廠操縱員執(zhí)照培訓(xùn)和考試，并按國家核安全局的要求為核電廠進行定期應(yīng)急演習(xí)提供支持。本文將通過全廠失電疊加一回路破口事故嚴重事故演習(xí)序列的分析和優(yōu)化，開展全范圍模擬機在嚴重事故演習(xí)方案制定中的應(yīng)用研究。

2 核電廠全范圍模擬機在嚴重事故演習(xí)中應(yīng)用的適用性分析

將全范圍模擬機應(yīng)用到嚴重事故演習(xí)中是可行的。首先，這是行業(yè)標準的要求。2010年國家核安全局發(fā)布了《核電廠操縱人員培訓(xùn)及考試用模擬機標準》(NB/T20015-2010)，標準指出，全范圍模擬機應(yīng)支持包括同時發(fā)生或順序發(fā)生的多個故障在內(nèi)的異常和應(yīng)急事件的實施，以再現(xiàn)參考機組的固有響應(yīng)和自動控制功能；應(yīng)證實在模擬故障的過程中，能夠在模擬機上使用參考機組的運行規(guī)程，包括正常、異常、事故、應(yīng)急、監(jiān)督及報警響應(yīng)的規(guī)程[3]。其次，這是操縱人員培訓(xùn)的需要。福島核事故后世界核電運營者組織(WANO)將嚴重事故預(yù)防優(yōu)先的原則調(diào)整為預(yù)防與緩解同等優(yōu)先。在嚴重事故的緩解過程中，操縱人員扮演著重要的角色，通過模擬機培訓(xùn)、演習(xí)等手段提升其嚴重事故緩解知識及技能水平，對有效預(yù)防和緩解嚴重事故具有重要的意義。

但是，全范圍模擬機的主要能力在于能夠?qū)崿F(xiàn)核電廠各種假想設(shè)備故障和事故的引入或退出，復(fù)現(xiàn)或預(yù)測核電廠在各種穩(wěn)定工況、正常瞬態(tài)工況、以及異常和假想事故工況下的參數(shù)變化和設(shè)備狀態(tài)變化，在操縱人員正常運行、異常及故障運行、設(shè)計基準事故的培訓(xùn)中發(fā)揮重要作用，但全范圍模擬機還不能完全模擬嚴重事故工況，并且大多數(shù)核電廠目前還沒有開發(fā)嚴重事故模擬機。為此，本文對全廠失電疊加一回路破口事故(LOCA)工況堆芯的行為以及事故演習(xí)序列執(zhí)行的合理性進行分析，最終得出在全范圍模擬機上滿足嚴重事故工況應(yīng)急演習(xí)需求的限制條件和演習(xí)方案優(yōu)化改進建議。本文研究表明，通過適當優(yōu)化事故演習(xí)序列，全范圍模擬機能夠為操縱人員的嚴重事故培訓(xùn)提供支持，提高操縱人員應(yīng)對嚴重事故工況的能力。

3 全廠失電疊加一回路破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案

2003年2月28日國防科工委頒布的《核電廠核事故應(yīng)急演習(xí)管理規(guī)定》中明確了核應(yīng)急演習(xí)的目的是驗證和評價應(yīng)急組織的綜合應(yīng)急響應(yīng)能力，進而檢驗和提高應(yīng)急計劃的有效性和應(yīng)急準備的完善性。在每次演習(xí)前要事先制定演習(xí)方案，以明確演習(xí)的目的，規(guī)模，情景設(shè)計及安全方面的安排。情景設(shè)計需要由非常了解機組狀況、安全特性、應(yīng)急規(guī)程及應(yīng)急計劃的專家(組)來編制[4]。下面是沿海某核電廠針對全廠失電疊加一回路中破口事故進行的一次廠內(nèi)綜合應(yīng)急演習(xí)的預(yù)案。

表1 事故主要參數(shù)及假設(shè)

全廠失電疊加一回路中破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案如下表2。

表2 全廠失電疊加一回路破口事故應(yīng)急演習(xí)預(yù)案

該序列中需要說明的是，進入嚴重事故導(dǎo)則的條件之一，是當堆芯出口溫度大于 650 ℃且堆芯冷卻行動失敗、堆芯出口溫度沒有下降趨勢時，根據(jù)當班值長或當班安全技術(shù)顧問的決定，進入嚴重事故導(dǎo)則。當該條件觸發(fā)，即堆芯出口溫度大于650℃后，若堆芯繼續(xù)失去冷卻，堆芯出口溫度將繼續(xù)上升，最終將導(dǎo)致燃料包殼熔化，放射性物質(zhì)泄漏。

依據(jù)該事故序列所描述的事故觸發(fā)時序，在全范圍模擬機中實現(xiàn)的場景如表3。

表3 場景

4 計算結(jié)果分析及優(yōu)化

在LOCA事故工況下，如果堆芯失去安注等專設(shè)安全設(shè)施的冷卻，燃料元件將由于衰變產(chǎn)生的熱量未能及時導(dǎo)出而使自身溫度持續(xù)上升。當燃料元件包殼溫度高于1204℃時，認為燃料元件包殼已破損，燃料芯塊溫度高于2590℃時，即認為燃料芯塊開始熔化。對于燃料，在衰變熱作用下，其溫度將逐漸升高，當堆芯溫度升至1204℃時，將會發(fā)生劇烈的鋯水反應(yīng)，并在瞬間放出巨大熱量，致使燃料溫度從1204℃升至近2200℃，隨后升溫過程變得緩和[5]。而基于Relap堆芯程序模型的全范圍模擬機對鋯-水反應(yīng)，燃料元件包殼破損等堆芯發(fā)生嚴重損壞工況的計算能力有限，不能對燃料芯塊熔化等堆芯變形的工況進行進一步計算，當溫度高于1204℃時，燃料包殼已處在破損狀態(tài)，鋯-水反應(yīng)的快速升溫過程也是無法模擬的。此時Relap的計算將與實際出現(xiàn)偏差。為保證該事故工況下Relap模型計算的真實性，假設(shè)當堆芯溫度上升到1204℃時，模型計算結(jié)果將失效，不具備模擬的真實性。

依據(jù)初始假設(shè)的應(yīng)急演習(xí)序列在全范圍模擬機進行的試驗結(jié)果中可以看出，在前3個半小時的時間里，由于尚未觸發(fā)一回路失水事故，全范圍模擬機堆芯模型的計算能力能夠滿足需求。但當啟動一次臨時注水時，已是LOCA事故發(fā)生后約兩小時，堆芯TRIC溫度已達到2300℃，燃料溫度更是高于熔點，堆芯燃料元件已熔化，此時進行堆芯臨時注水或恢復(fù)安注再淹沒堆芯，其實早已失去了模擬計算的真實性，如果依據(jù)該事故序列在全范圍模擬機上進行演習(xí)已不適用。

為保證模擬的真實性，專門針對失水事故后堆芯的行為特性進行分析。當觸發(fā)全廠失電事故，全部能動的專設(shè)安全設(shè)施如高低壓安注系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、電動輔助給水等將不能投入運行。在發(fā)生LOCA事故后，大量冷卻劑外泄，一回路系統(tǒng)壓力迅速下降。一回路破口流量將在事故觸發(fā)后的25min左右達到穩(wěn)定，流量約為50m3/h，而臨時注水的額定流量約為120m3/h，此時若開始一回路臨時注水，將可實現(xiàn)堆芯水位的持續(xù)上升，并重新淹沒堆芯。冷卻劑破口流量如圖1所示，一回路壓力變化如圖2所示。

圖1 破口流量隨時間的變化(kg/s)

圖2 一回路壓力隨時間的變化(MPa.a)

失水事故發(fā)生5分鐘后，一回路壓力降到中壓安注箱的注水壓力以下，中壓安注啟動向堆芯注水，延緩了堆芯裸露的時間。約40min后，堆芯燃料元件上部開始裸露，裸露部分燃料元件溫度開始上升，失水事故發(fā)生后約50min，堆芯燃料組件已全部裸露，此時，TRIC溫度達到650℃，已達到進行嚴重事故導(dǎo)則的條件。堆芯燃料裸露部分最高溫度達到870℃。

全廠失電疊加一回路中破口失水事故后，如由于人為失誤、設(shè)備故障等原因未能啟動任何堆芯補水措施導(dǎo)致冷卻用水不能及時地注入堆芯，事故進程將繼續(xù)惡化，堆芯燃料最高溫度將在1h后達到1204℃燃料元件包殼破損的溫度值。

假設(shè)當堆芯出口溫度高于650℃時準備進行堆芯臨時注水，溫度上升至750℃時臨時注水真正注入堆芯，此時堆芯溫度最高值約950℃，堆芯已全部裸露，破口排放流量下降為20m3/h。開始注水后堆芯底部將在10min后實現(xiàn)再淹沒，隨后堆芯溫度開始下降，堆芯溫度在接近1204℃時開始出現(xiàn)下降趨勢。壓力容器下降段水位變化如圖3所示，堆芯燃料水位變化如圖4所示，堆芯出口溫度變化如圖5所示，堆芯燃料溫度變化如圖6所示。

圖3 壓力容器水位變化(空泡份額)

圖4 堆芯燃料水位變化(空泡份額)

圖5 堆芯出口溫度變化(℃)

圖6 堆芯燃料溫度變化(K)

通過以上對全廠失電疊加失水事故的計算結(jié)果分析，在保證模擬機對嚴重事故模擬的真實性的前提下，為了實現(xiàn)嚴重事故應(yīng)急響應(yīng)的演習(xí)目的，初始假設(shè)的事故序列顯然是不能滿足需求的。但通過調(diào)整事故緩解措施的執(zhí)行時間，即將序列中一次側(cè)臨時注水的時間提前，LOCA發(fā)生后堆芯出口溫度TRIC達到約750℃時，啟動一次側(cè)臨時注水或啟動安注系統(tǒng)，實現(xiàn)堆芯的部分淹沒，以限制堆芯溫度上升過高出現(xiàn)燃料包殼的破損。堆芯模型即可在不影響真實性情況下對其計算范圍內(nèi)的嚴重事故工況進行模擬，可有效保證事故演習(xí)的順利進行。

依據(jù)以上分析結(jié)果，優(yōu)化后的演習(xí)方案見表4，按照表4所列事故序列利用全范圍模擬機進行全廠失電疊加一回路破口事故的應(yīng)急演習(xí)將獲得最佳的模擬演習(xí)效果。

5 結(jié)論

本文通過使用全范圍模擬機對全廠失電疊加一回路熱段中破口事故序列進行分析驗證，提出了該嚴重事故應(yīng)急演習(xí)序列的優(yōu)化方案。盡管由于RELAP不具備嚴重事故堆芯損壞工況下的計算能力，全范圍模擬機不能夠完全模擬堆芯熔化的嚴重事故工況，但在全范圍模擬機進行嚴重事故培訓(xùn)時，可以通過適當優(yōu)化事故演習(xí)序列中堆芯注水緩解措施執(zhí)行的時間，及時實現(xiàn)堆芯臨時注水或者安注，在堆芯發(fā)生熔化前再淹沒堆芯，實現(xiàn)堆芯冷卻，防止堆芯的進一步惡化，保證在全范圍模擬機上進行的演習(xí)的真實性。

另外，通過對全廠失電疊加一回路熱段中破口事故的計算，可以初步衡量出事故始發(fā)到堆芯溫度上升到燃料包殼破損、放射性外泄的時間限值，確定出保證堆芯燃料元件包殼完整性的最遲注水時間。結(jié)果表明，通過適當優(yōu)化事故演習(xí)序列，全范圍模擬機能夠為操縱人員的嚴重事故培訓(xùn)提供支持，滿足行業(yè)標準和業(yè)主操縱人員培訓(xùn)的需要，同時，利用全范圍模擬機進行嚴重事故的應(yīng)急演習(xí)方案優(yōu)化能夠提高嚴重事故序列的精確程度，保證核電廠嚴重事故應(yīng)急演習(xí)可靠有效的執(zhí)行，獲得更佳的模擬演習(xí)效果。

表4 優(yōu)化后的事故序列