全廠斷電疊加破口事故分析研究

陳宏坤 袁顯寶 毛璋亮 劉芙蓉 周建軍 杜曉超

摘 要：本文以典型壓水堆核電機組為研究對象，采用MAAP程序對全廠斷電（SBO）疊加不同尺寸破口（LOCA）的冷卻劑喪失事件導致的嚴重事故工況進行分析，對安全殼超壓失效及氫氣風險進行了研究。通過研究發現在SBO疊加不同大小破口導致的嚴重事故進程中，在下封頭失效前，安全殼均能保持其完整性。本文研究可為核事故應急管理提供了參考依據。

關鍵詞：壓水堆;嚴重事故;全廠斷電;冷卻劑喪失事故;氫氣風險

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.04.163

0 引言

安全殼是壓水堆核電機組阻止裂變產物向環境釋放的最后一道安全屏障，壓水堆核電廠在嚴重事故下，產生的大量蒸汽及氫氣進入安全殼，可對安全殼的完整性構成威脅，并導致安全殼發生早期失效或晚期失效，從而使放射性裂變產物釋放到大氣環境，對周圍環境和公眾造成嚴重威脅。因此，對嚴重事故階段安全殼的安全性進行分析尤為重要。

以往學者[2]對壓水堆核電機組事故后果較為嚴重的冷管段小破口事故進行研究發現：由于破口很小，一回路壓力下降緩慢，在壓力容器失效時一回路壓力仍然很高，形成高壓熔堆。安全殼內壓力的突升發生在壓力容器破裂的時候。袁凱[3]研究了核電廠全廠斷電事故下安全殼發生超壓失效，在壓力容器破損后恢復電源將使得安全殼內蒸汽濃度大幅減小，從而增加氫氣濃度，增加了氫氣風險。許芝蘭[4]通過選取熱管段中破口疊加設備冷卻水失效和再循環高壓安注失效，與冷管段大破口疊加再循環失效，通過對兩種事故工況的分析，證實了再循環高壓安注、安全殼噴淋這兩種緩解措施對保證安全殼完整性的重要作用。然而，當前對嚴重事故條件下是否需要關注安全殼內壓力和氫氣風險的研究還不充分。因此，本文擬基于國際認可的嚴重事故程序MAAP，建立典型壓水堆核電機組嚴重事故模型，對SBO疊加不同大小破口事故工況下安全殼內超壓失效及氫氣風險進行研究[1]。

1 嚴重事故模型構建

MAAP4程序是由EPRI開發的一體化嚴重事故分析程序，是專門用于核電廠嚴重事故分析計算的一體化、模塊化的程序，可用于研究嚴重事故的序列分析和評估。

1.1 模型的節點劃分

本文以我國典型的M310壓水堆機組為參考對象，基于MAAP程序構建其嚴重事故電站模型。

一回路模擬為兩個環路：一個破損環路，另外兩個環路集總為一個完好環路。嚴重事故的建模范圍包括了壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器、卸壓箱、冷卻劑主管道等一回路系統，二回路系統采用簡化模擬。整個一回路共劃分為14個控制體。圖1-1給出了一回路控制體劃分示意圖。

安全殼劃分為5個部分，如圖1-1所示，分別是堆腔、下部隔間、上部隔間、環廊和外部大氣環境，此外高低壓安注、安注箱、安全殼噴淋系統、輔助給水系統以及安全殼地坑和換料水箱也包括在模型中。安全殼的設計壓力為0.52MPa。

1.2 模型的穩態驗證

模型建立后通過參考機組設計參數對模型的可靠性進行對比驗證，穩態參數對比結果如表2-1所示。通過表2-1可以發現本文嚴重事故模型在穩態條件下的計算結果和參考機組設計參數符合較好，能夠進行嚴重事故的分析研究工作。

2 事故假設條件

假設事故前機組處于滿功率運行工況在0s時刻發生SBO事故，同時冷段發生LOCA事故。破口的面積分別為0.00049 m2、0.0123 m2、0.3832 m2。SBO事故發生后反應堆立即停堆、主泵惰轉、汽輪機隔離，同時高低壓安注失效、非能動安注箱有效、輔助給水失效。

3 計算結果分析

本文對不同工況下主要事故序列進行了計算，具體如表2-2所示?？梢钥闯?，在其他條件相同時，隨著破口面積的增大，嚴重事故發展的進程也就越快，下封頭失效的時間也就越短。

3.1 破口流量隨時間的變化

圖2-1給出了0s發生SBO疊加冷段大破口（破口面積為0.3832m2）事故時破口流量隨時間的變化規律。

如圖2-1，當冷管段發生大破口事故時，堆芯內的冷卻劑迅速從冷段破口流出進入安全殼空間，破口瞬間最大流動速度達到了2107kg/s，在破口發生13.9秒時堆芯開始裸露;隨著一回路壓力的下降，破口流速快速下降，在破口事故發生后164秒時破口流量下降并漸趨平緩。整個事故過程蓄壓安注對破口流量的影響并不明顯。

冷段破口面積為中破口（0.0123m2）和小破口（0.00049 m2）事故時破口流量隨時間的變化關系如圖2-2所示。和圖2-1相比，可以看出破口處的最大流量隨破口面積的減少而減小，破口面積為大破口（0.3832m2）中破口（0.0123m2）和小破口（0.00049 m2）時，破口處的最大流量分別達到了2000kg/s、600kg/s以及30kg/s。

圖2-3給出了冷段破口時堆芯液位隨時間的變化關系。有圖可見雙端剪切斷裂時堆芯液位迅速下降，在1288s左右堆芯液位下降至3.18 m。而隨著破口面積的減小，堆芯液位減小的速度也趨緩。與雙端剪切斷裂不同，在當量直徑為25cm的破口時冷卻劑雖然通過破口向安全殼泄漏，但在破口發生388s后堆芯液位才開始下降，這是因為在開始階段內的冷卻劑雖然減少，但堆芯壓力也迅速降低，堆芯冷卻劑在衰變熱的作用下產生汽化導致液位并不會迅速下降。但隨著堆芯冷卻劑裝量的減少，從388s后堆芯液位開始下降，在573s時由于非能動安注箱開始向堆芯注水，所以堆芯水位又開始回升，但這一過程比較短暫安注箱失效后，堆芯液位逐漸降低直至為0對于小破口的情況，從圖2-3可以看出在前6000s內堆芯液位并沒有下降，由于破口處的流量較小堆內壓力變化緩慢，在小破口時，堆芯液位在8154s時產生一個很大的波動，這是因為蓄壓安注在重力作用下自動注水，從圖2-3可以看出此時堆芯內水的質量變化趨勢相似。

堆內水的質量的變化如圖2-4所示?？梢钥闯?。破口發生后堆內水的質量逐漸減少，且破口越大堆內水的質量減小的越快。

3.2 安全殼內壓力風險分析

發生全廠斷電疊加破口后，壓力容器下封頭由于熔融物的加熱發生蠕變而失效。如圖2-5所示，大中小破口均出現安全殼上部隔間壓力峰值，壓力并未超過安全殼設計壓力。

隨后安全殼壓力開始緩慢下降，壓力不再升高并有所下降，主要原因是從破口噴放的冷卻劑在安全殼熱構件表面冷凝，隨后安全殼噴淋系統啟動開始噴出霧滴，安全殼上部隔間壓力以較快的速度開始下降。由于假設再循環噴淋失效，即當換料水箱水位低于2.7m時，噴淋泵無法從地坑取水，而主系統不斷釋放出高溫水蒸氣，安全殼熱阱不足以冷卻主系統噴放出的水蒸氣。安全殼內上腔室蒸汽摩爾份額如圖2-6所示。

安全殼內的蒸汽濃度越來越高，最終達到59.9%，即使如此，啟動一組穩壓器安全閥;采用氫氣復合器，即氫氣復合器在安全殼內氫氣摩爾份額百分比達到2%時開始工作通過安全殼過濾排氣泄壓方法緩解該風險[6]。

3.3 全殼內的氫氣風險分析

不同尺寸的破口安全殼內氫氣濃度如圖2-7所示。

如圖所示，在全廠斷電疊加破口事故中，根據嚴重事故管理導則（SAMG），安全殼氫氣濃度超過設計值，氫氣在安全殼內燃燒可能會導致安全殼直接失效并產生直接的裂變產物釋放的途徑，通常氫氣設定值為4%-6%，本文取6%。截止下封頭失效前，鋯水反應生成氫氣，在雙端剪切斷裂與中破口當量直徑25cm，均在安全殼氫氣安全濃度范圍內。而小破口安全殼內氫氣摩爾份額在8393s時發生劇烈上升狀態達到燃爆限值起點，最高燃爆限值達10.15%，此時安全殼發生氫氣風險失效?？刹扇〉木徑獯胧榉€壓器安全閥泄壓功能延伸，此時需要操作員手動開啟。

4 結論

本文對相同位置不同尺寸的全廠斷電疊加破口引發嚴重事故過程中安全殼的氫氣濃度和壓力，從而研究其對安全殼完整性的影響。

（1）全廠斷電嚴重事故中，在無緩解措施下，破口流量隨破口尺寸的增大而增大，安全殼內鋯水反應生成的氫氣摩爾份額隨破口尺寸的減小而增大，由于小破口的氫氣摩爾份額過高，超過了氫氣燃爆限值，導致安全殼發生氫氣風險，采取開啟安全閥和氫氣復合器便可有效緩解氫氣風險，從而保持安全殼完整性。

（2）在下封頭失效前，雖然蒸汽摩爾份額越來越高，安全殼上腔室壓力始終保持在設定壓力值內，因此在全廠斷電疊加破口嚴重事故中，無需考慮破口尺寸大小會對安全殼內壓力造成威脅，只需關注其他參數諸如氫氣摩爾份額等。

參考文獻：

[1]朱繼洲.核反應堆安全分析[M].西安：西安交通大學出版社，2000

：96-101.

[2]駱邦其，陳巧艷，唐文忠.嶺澳二期百萬千瓦級核電站全廠斷電嚴重事故初步分析[J].核工程研究與設計，2006（57）：1-5.

[3]王高鵬，劉長亮，葉忠昊.小破口引發的嚴重事故工況及事故緩解的研究.[J]. 核科學與工程，2011（31）：61-67.

[4]袁凱，黃高峰，曹學武.核電廠全廠斷電事故下安全殼響應的計算分析[J].原子能科學技術，2010，44（09）：1085-1088.

[5]許芝春，張亞培，蘇光輝等.嚴重事故條件下安全殼響應模擬研究[J].原子能科學技術，2018，52（04）：634-640.

[6]駱邦其，林繼銘.CPR1000核電站嚴重事故重要緩解措施與嚴重事故序列[J].核動力工程，2010，31（S1）：1-7.

[7]濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策[M].北京：原子能出版社，1995.

[8]駱邦其，林繼銘.小破口引發的嚴重事故工況及事故緩解的研究 [J].核動力工程，2010，31（S1）：1-7.

[9]陳耀東.嚴重事故緩解措施對全廠斷電（SBO）事故進程影響分析[J].核科學與工程，2006，2（26）：134-141.

[10]畢金生，靖劍平，石興偉等.大破口觸發的嚴重事故分析及緩解措施研究[J].核科學與工程，2017，37（04）：597-603.

基金項目：國家自然科學基金（11247021，11805112）;湖北省教育廳科學技術研究計劃重點項目（D20181206）;湖北省水電機械設備設計與維護重點實驗室開放基金（2016KJX15、2017KJX04）項目。

作者簡介：陳宏坤（1991-），男，湖北咸寧人，碩士研究生，從事核電廠嚴重事故分析工作

*為通訊作者