西安脈沖堆失水事故緩解措施分析評價

田曉艷,陳 森,李 達,李華琪,蘇春磊,康小亞,朱 磊,李偉通

(西北核技術研究所,西安710024)

西安脈沖堆( Xi’an Pulsed Reactor,XAPR)是一座池式TRIGA型研究堆,圖1為XAPR系統示意圖。XAPR采用鈾氫鋯燃料,該燃料具有較大的瞬態負溫度反饋系數。XAPR具備穩態和脈沖2種運行模式,運行時堆芯依靠堆池內自然循環進行冷卻,堆池內的熱量通過一回路換熱器傳遞給二回路冷卻水,最終通過冷卻塔排向大氣熱阱。XAPR穩態運行功率為2 MW,脈沖運行功率為4 300 MW,穩態自然循環流量約為12.13 kg·s-1。由于XAPR穩態運行功率較低,固有安全性較高,所以未專設安全級應急堆芯冷卻系統。隨著脈沖堆運行時間的延長,逐漸出現管道設備老化及測量控制裝置故障率增加等問題,XAPR發生事故的可能性逐漸增加,然而以往對XAPR安全問題的研究主要集中在設計基準事故進程和現象模擬分析[1-5],事故后應急緩解方面的理論研究和實踐經驗累積均較少,對事故所采取應急緩解措施的有效性和合理性評估不足,為此有必要通過數值模擬方法對XAPR事故后的應急緩解措施有效性進行評價分析。

圖1 西安脈沖堆系統示意圖

目前,XAPR可采用的應急緩解措施主要為應急補水和應急排水,其中,堆芯應急補水再淹沒是預防堆芯熔毀的一項關鍵措施[6]。此外,由于XAPR為池式研究堆,特定事故工況下也可通過堆池排水使堆芯建立空氣自然循環進行堆芯冷卻。針對XAPR事故進程和事故現象的研究結果表明,大破口失水事故下堆芯冷卻水迅速流失,導致傳熱急劇惡化,對安全的影響最大。

最新版本的RELAP5系統分析程序具備2維燃料導熱模型及底部驟冷模型等再淹沒模型[7-11],本文采用RELAP5系統程序建立了詳細的XAPR系統模型,模擬了典型破口位置處大破口失水事故工況下應急補水再淹沒和應急排水過程中的熱工水力參數響應,同時分析了影響應急補水再淹沒瞬態過程的主要因素,可為XAPR事故緩解措施方案的制定和評價提供參考。

1 XAPR建模及驗證

XAPR堆芯通過池水自然循環進行冷卻,燃料產生的熱量經一、二回路冷卻水系統及冷卻塔最終排向環境大氣。圖2為XAPR系統控制體劃分圖。

圖2 XAPR系統控制體劃分圖

堆芯分為平均通道部件104和熱通道部件105,部件軸向劃分為22個控制體,其中,燃料活性區為20個控制體,上下反射層各為1個控制體?；钚詤^燃料棒控制體編號和水力部件104和105編號一致,軸向均分為20個控制體,徑向劃分為10個控制體。冷卻劑從堆芯下封頭101進入堆池,一部分參與堆芯自然循環從下腔室103流入,然后從上腔室106流出,另一部分冷卻劑通過堆芯旁路水力部件102進入堆池上方管道部件107。堆池上方與大氣邊界時間相關控制體109相連?？刂企w120～124為堆池混凝土外部空氣邊界,150～163為一回路管道部件,170～172為簡化二回路邊界。時間相關控制體113用于模擬失水事故工況下的常壓大氣邊界條件,時間相關控制體114則用于模擬再淹沒補水邊界條件。其中,再淹沒補水過程模擬采用2維熱構件導熱模型,且對不同軸向位置的網格進行再劃分,尤其對驟冷前沿附件的熱構件網格進行加倍處理,以便更加準確地計算再淹沒過程中的燃料溫度分布。

對XAPR模型進行穩態調試后,2 MW穩態工況下RELAP5計算值與運行測量值如表1所列。由表1可知,模型計算結果與運行測量值最大相對偏差為8.7%。這是因為脈沖堆實際運行時,熱量通過堆池頂部和底部以及混凝土構筑物導出的熱量較難準確模擬,且脈沖堆運行參數測量值也存在一定偏差,所以認為計算誤差可以接受,所建立的西安脈沖堆模型是合理的。

2 大破口全失水事故緩解措施效果分析

通過XAPR事故進程模擬分析發現,后果最嚴重的事故是失水事故。根據破口位置和破口尺寸的不同,失水事故又可分為全失水事故和部分失水事故及大破口事故和小破口事故。其中,全失水事故是指當破口位置低于堆芯下柵板時,失水導致堆芯全部裸露;部分失水事故是指當破口位于堆芯活性區時,失水導致堆芯部分裸露。不同的失水事故引起的堆芯冷卻劑和燃料的熱力學響應均存在差異,也將直接影響應急緩解措施的瞬態過程及冷卻效果。因此,本文針對XAPR典型失水事故工況開展了事故后應急緩解措施分析,為XAPR失水事故提供更具有針對性和有效性的應急緩解方案。

2.1 全失水緊急停堆事故補水再淹沒特性

當破口位于堆芯下柵板下方時,堆池失水事故可發展為全失水事故,導致堆芯全部裸露后采取應急補水措施。為分析失水事故后的補水再淹沒特性,在RELAP5模型堆池底部101控制體入口端連接一個觸發閥207(trapvlv)模擬破口,時間相關控制體113為破口外部環境邊界條件。當觸發閥207打開時,池水依靠重力自動流出。同時在101控制體入口端連接一個時間相關接管208,用來控制應急補水系統的啟動,時間相關控制體114為應急補水邊界條件。當接管208被觸發打開時,應急冷卻水通過其流入堆水池。模擬時假設脈沖堆穩態運行5 000 s后,堆池底部發生破口尺寸為100 mm的大破口失水事故,當堆池水位達到低水位7.2 m時,觸發反應堆停堆。當水位到達堆池底部時(6 831 s),堆池水全部排空,此時啟動應急補水。西安脈沖堆的注水速率為6 t·h-1,即1.67 kg·s-1,補水溫度為25 ℃。圖3為堆池水位隨時間的變化關系。0～5 000 s為穩態運行階段,5 000～6 831 s為堆池發生破口階段,大破口導致堆池水位迅速下降到堆池底部,6 831 s時啟動應急補水,堆池水位逐漸升高,11 231 s時實現對堆芯整個活性區的再淹沒,再淹沒所需時間為1.2 h。圖4為堆芯功率隨時間的變化關系。反應堆穩態運行到5 000 s發生失水事故后,反應堆緊急停堆,因而堆芯功率迅速下降。

圖3 堆池水位隨時間的變化關系

圖4 堆芯功率隨時間的變化關系

圖5為熱通道包殼溫度和堆芯空氣流量隨時間的變化關系,其中10501,10510和10520分別代表燃料棒底部、中間和頂部控制體。由圖5可見,不同位置處的熱通道包殼溫度呈現兩次升高又下降的變化趨勢。首先隨著堆池水位下降到堆芯上柵板以下,自然循環冷卻水流量中斷,導致燃料溫度上升,而當堆池水位下降到下柵板以下后,堆芯逐漸建立起空氣自然循環,燃料溫度出現第一次下降,當堆池水位繼續下降到堆池底部,應急補水投入后,空氣自然循環中斷,堆芯溫度繼續上升,最終由于應急冷卻水使包殼得到再淹沒冷卻,包殼溫度降低到驟冷溫度,燃料元件得到有效冷卻。其中,燃料棒出口控制體包殼在10 631 s到達驟冷前沿,驟冷所需的時間約為3 800 s,所需的補水量約為6 346 kg。XAPR兩個補水箱的總儲水量為10 t,可滿足補水需求。熱通道燃料棒在發生破口事故1.37 h,燃料和包殼的最高溫度隨時間的變化關系如圖6所示。由圖6可見,啟動應急補水0.86 h后到達最高燃料溫度873 K(600 ℃),最高包殼溫度為784 K(511 ℃)。根據脈沖堆的安全準則,雖然包殼溫度超過500 ℃,但芯塊最高溫度低于970 ℃,此時脈沖堆滿足安全準則。

圖5 熱通道包殼溫度和堆芯空氣流量隨時間的變化關系

圖6 燃料和包殼的最高溫度隨時間的變化關系

圖7和圖8分別為冷卻劑進出口含氣率和熱通道燃料棒進出口包殼溫度隨時間的變化關系。由圖7和圖8可見,失水階段隨著堆芯裸露,含氣率增加,堆芯傳熱惡化,導致包殼溫度上升,此后隨著補水再淹沒水位的上升,堆芯逐漸被應急補水淹沒冷卻,使含氣率急劇下降,包殼得到冷卻,從而使包殼溫度也迅速下降。

圖7 冷卻劑入口含氣率和熱通道入口包殼溫度隨時間的變化關系

圖8 冷卻劑出口含氣率和熱通道出口包殼溫度隨時間的變化關系

圖9為采取應急補水措施與不采取應急補水情況下燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系,不采取應急補水時堆芯在冷卻劑排空后將建立空氣自然循環。由圖9可見,與不采取應急補水措施,僅依靠堆芯自主建立空氣自然循環進行冷卻相比,采取應急補水能在較短的時間內抑制燃料和包殼溫度的進一步上升,并對堆芯進行有效冷卻,從而使堆芯更加安全。

圖9 燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系

2.2 全失水大破口未緊急停堆事故再淹沒補水特性

XAPR發生失水事故時,可能出現控制棒卡棒不能下插的情況,從而導致反應堆無法正常停堆,即發生失水大破口未緊急停堆(anticipated transient without scram,ATWS)事故。為此,本文進一步分析了全失水ATWS事故下的再淹沒補水特性。圖10為堆池水位隨時間的變化關系。由圖10可見,堆池水位在再淹沒補水作用下不斷上升的同時伴隨水位振蕩現象。

知識缺乏是導致病人服藥依從性差的重要因素之一。有學者發現：升白細胞藥物不僅能治療骨髓抑制，還能預防放化療引起的骨髓抑制[11]。由于病人不了解骨髓抑制相關知識，認為只有白細胞低于正常時，才需要預防用藥；部分病人盲目相信偏方和食療作用，認為食療更有效、更安全；還有部分病人服藥劑量不佳時，會自行加量。病人4：“醫生告訴我白細胞不夠，給我開了藥，我沒上過學，聽其他人(病友)說，細胞不夠，得吃，不然沒法用化療藥?！辈∪?：“我能吃能睡，又沒癥狀，這個藥(升白細胞藥物)我不想吃了?！辈∪?：“我閨女上網查的，說要多吃紅棗，多喝魚湯、蜂蜜等，花錢買這些東西，比吃藥好多了”。

圖10 堆池水位隨時間的變化關系

圖11為堆芯功率隨時間的變化關系。由圖11可見,在大破口失水事故初始階段,雖然反應堆無法實現正常停堆,但由于燃料多普勒效應和冷卻劑溫度反饋等固有反饋機制的存在,使堆芯功率很快下降,但是105s以后堆芯功率出現振蕩上升趨勢,這是因為燃料溫度大幅下降引入的正反饋使功率振蕩上升,燃料最高溫度隨時間的變化關系如圖12所示,功率的上升進一步導致燃料溫度增加,最高燃料溫度約為1 499 ℃,超出了XAPR燃料安全限值1 150 ℃。

圖11 堆芯功率隨時間的變化關系

圖12 燃料最高溫度隨時間的變化關系

圖13為熱通道冷卻劑含氣率隨時間的變化關系。由圖13可見,再補水淹沒使堆芯被淹沒后,冷卻劑含氣率均急劇下降,但由于堆芯功率的增加,使冷卻劑平衡含氣率再次出現大幅振蕩,且越靠近出口,冷卻劑含氣率振蕩幅度越大,引起燃料包殼傳熱惡化,所以燃料包殼沿著軸向位置先迅速下降,后急劇上升,尤其靠近出口位置處的包殼溫度沒有得到有效冷卻,熱通道不同位置處包殼溫度隨時間的變化關系如圖14所示。

圖13 熱通道冷卻劑含氣率隨時間的變化關系

圖14 熱通道不同位置處包殼溫度隨時間的變化關系

3 大破口部分失水事故緩解措施效果分析

當破口位于堆芯活性區位置時,XAPR失水事故將導致堆芯活性區部分裸露,如裸露部分燃料長時間得不到冷卻,燃料溫度可能會持續上升,淹沒燃料的部分冷卻水也可能出現沸騰,導致傳熱惡化。當發生堆芯部分裸露失水事故后,既可采取應急補水措施對堆芯進行再淹沒冷卻,也可通過應急排水措施建立空氣自然循環冷卻,為研究部分失水事故工況下不同應急緩解措施的有效性,分別對以上兩種應急緩解措施進行了數值模擬分析。

3.1 大破口部分失水緊急停堆事故下的應急補水再淹沒特性

分別對緊急停堆和未實現緊急停堆兩種工況進行分析,首先模擬分析了發生大破口部分失水緊急停堆事故后的應急補水再淹沒特性。為此,在堆池活性區堆池下降段102部件中間控制體(高度為0.84 m)的入口端連接一個觸發閥207(trapvlv)模擬破口,同樣采用時間控制體110和時間相關接管208模擬外部補水邊界。假設當液位下降到高度為0.84 m時(此時液位處于燃料棒第5個控制體),即失水時間為8 500 s后,啟動補水再淹沒。圖15-圖17分別為堆池水位、熱通道不同位置處包殼溫度及燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系。由圖15可見,在部分失水事故下,啟動應急補水后1 970 s(33 min),堆芯徹底被淹沒。由圖16可見,控制體10504(熱通道燃料棒第4個控制體)因浸沒在冷卻劑中,壁溫上升幅度較小,而10505到10520控制體的溫度在驟冷前沿到達之前持續上升。由圖17可見,8 530 s時,熱通道燃料棒最高溫度為1 106 K(833 ℃),未超過XAPR燃料溫度限值970 ℃,隨著補水再淹沒水位升高,燃料溫度呈下降趨勢,在9 800 s,即補水再淹沒22 min時到達驟冷前沿。

圖15 堆池水位隨時間的變化關系

圖16 熱通道不同位置處包殼溫度隨時間的變化關系

圖17 燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系

3.2 大破口部分失水緊急停堆事故下的應急排水特性

當發生部分失水事故時,除采取上述應急補水措施外,還可采用應急泵將堆池水盡快抽干,建立起空氣自然循環對堆芯燃料進行冷卻。為進一步研究對比兩種應急措施所引起的堆芯瞬態響應特性,從而判斷兩種不同應急方式的有效性,本文對應急排水過程進行了數值模擬。圖18為不同應急排水流量下,堆池水位隨時間的變化關系。圖19-圖20分別為不同應急排水流量下燃料最高溫度和熱通道10510包殼溫度隨時間的變化關系。

圖18 不同應急排水流量下,堆池水位隨時間的變化關系

圖19 不同應急排水流量下,燃料最高溫度隨時間的變化關系

圖20 不同應急排水流量下,熱通道10510包殼溫度隨時間的變化關系

由圖19-圖20可見,應急排水措施雖能使水位迅速下降直至堆芯裸露并最終建立空氣自然循環冷卻,但在排水過程中燃料溫度和不同位置處的包殼溫度均呈現先上升后緩慢下降的趨勢,堆芯最高溫度可達1 348 K(1 075 ℃)。與補水再淹沒過程中的燃料溫度變化相比,應急排水不能使燃料棒得到快速的冷卻降溫,所以在部分失水緊急停堆事故工況下采用應急補水措施更能快速抑制芯塊包殼溫度持續上升,使芯塊和包殼溫度迅速下降。

3.3 大破口部分失水ATWS事故下的應急補水特性

圖21-圖24分別為發生大破口部分失水ATWS事故時,應急補水再淹沒過程堆芯水位、功率、熱通道不同位置處燃料包殼溫度及燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系。由圖22可見,與大破口全失水ATWS事故相似,再淹沒下燃料溫度降低引入的正反應性使堆芯功率最終呈振蕩升高的趨勢。由圖23和圖24可見,功率升高又導致燃料和包殼溫度急劇增加,燃料最高溫度為1 526 ℃,甚至高于全失水ATWS事故下燃料的最高溫度。

圖21 堆池水位隨時間的變化關系

圖22 堆芯功率隨時間的變化關系

圖23 熱通道不同位置處包殼溫度隨時間的變化關系

圖24 燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系

3.4 大破口部分失水ATWS事故下的應急排水特性

圖25-圖26分別為發生大破口部分失水ATWS事故時,采取應急排水措施后XAPR堆芯功率、熱通道不同高度處燃料包殼溫度及不同應急措施下的熱通道燃料最高溫度隨時間的變化關系,其中,排水流量為1.67 kg·s-1。由圖25可見,與應急補水過程不同,采用應急排水措施時,由于燃料溫度不會急劇下降,所以不會導致反應堆功率因燃料溫度正反饋效應而上升。由圖26可見,排水過程剛開始時,燃料得不到有效冷卻,溫度逐漸升高,后隨著水位下降到下柵板以下,建立堆芯空氣自然循環冷卻,燃料溫度出現逐漸下降趨勢。由圖27可見,不同排水量和補水措施對燃料最高溫度有影響在大破口部分失水ATWS事故下,與采取應急補水措施相比,采用應急排水措施更能有效抑制堆芯溫度持續上升,且排水流量越大,燃料最高溫度越低,當排水量為2.4 kg·s-1時,燃料芯塊最高溫度為1 027 ℃,低于溫度限值1 150 ℃。

圖25 堆芯功率隨時間的變化關系

圖26 熱通道不同高度處包殼溫度隨時間的變化關系

圖27 不同應急措施下的熱通道燃料最高溫度隨時間的變化關系

4 再淹沒過程特性的影響因素分析

4.1 不同補水溫度對再淹沒過程的影響

圖28-圖29 分別為補水溫度不同時,再淹沒水位及熱通道最高燃料和包殼溫度隨時間的變化關系?？紤]到補水箱可能的環境溫度,分別選取10,25,35 ℃作為初始補水溫度。由圖29可見,補水溫度對再淹沒過程關鍵參數的影響很小,所以可忽略不同季節環境溫度對應急補水再淹沒過程的影響。

圖28 堆池水位隨時間的變化關系

圖29 熱通道燃料和包殼最高溫度隨時間的變化關系

4.2 不同補水流量對再淹沒過程的影響

圖30-圖32分別為補水流量不同時堆池水位、出口含氣率及熱通道燃料和包殼溫度最高隨時間的變化關系。

圖30 堆池水位隨時間的變化關系

由圖30可見,補水流量越大,堆池水位上升越快,從而使出口平衡含氣率下降得越快,如圖31所示,此時由于燃料得到再補水淹沒的有效冷卻,使熱棒包殼溫度到達驟冷前沿的時間也越短,如圖32所示,即應急補水流量越大,燃料和包殼的最高溫度越低。

圖31 冷卻劑出口含氣率隨時間的變化關系

圖32 熱通道燃料和包殼的最高溫度隨時間的變化關系

4.3 不同補水時間對再淹沒過程的影響

當破口位于堆池底部時,不同的注水時間對應不同的堆池水位,同時對應不同的再淹沒初始燃料壁溫。為研究分析不同應急補水時間對再淹沒過程的影響,本文分別針對3種不同注水時間,即不同失水水位工況,進行了計算模擬,分別選取失水水位到達上柵板(1.31 m)、下柵板(0.6 m)及堆池底部3種不同時刻啟動應急補水,不同注水時刻堆池水位、出口含氣率及熱通道燃料和包殼的最高溫度隨時間的變化關系如圖33-圖35所示。由圖33可見,不同失水時刻啟動應急補水時,再淹沒水位的上升速率一致。由圖35可見,水位到達堆池底部再補水工況下,燃料到達驟冷前沿所需時間最長,且燃料芯塊溫度最高,當水位到達上柵板即采取應急補水措施時,能使堆芯冷卻劑保持單相狀態,且堆芯溫度維持在較低的水平。

圖33 堆池水位隨時間的變化關系

圖34 出口含氣率隨時間的變化關系

圖35 熱通道燃料和包殼的最高溫度隨時間的變化關系

5 結論

本文基于RELAP5再淹沒模型模擬了XAPR大破口失水事故工況下應急補水再淹沒及應急排水過程中的熱工水力參數響應,同時研究了影響應急補水再淹沒瞬態過程的主要因素。分析結果表明：

(1)發生大破口全失水緊急停堆事故時,采用應急補水措施可防止燃料溫度超過安全限值970 ℃。當緊急停堆系統失效時,采用緊急補水措施將導致堆芯因燃料正反饋效應而劇烈增加,威脅反應堆的安全。

(2)發生大破口部分失水緊急停堆事故時,采取應急補水措施更能快速降低燃料芯塊和包殼溫度。當緊急停堆系統失效時,則應采取應急排水措施盡快建立空氣自然循環,抑制燃料芯塊和包殼溫度持續上升,且排水流量需大于2.4 kg·s-1。

(3)通過研究補水溫度、補水流量及補水時間等不同因素對停堆后全失水事故再淹沒過程的影響發現,增加補水流量可快速淹沒堆芯,縮短包殼溫度到達驟冷前沿的時間,降低堆芯最高溫度。

本文對XAPR正常運行、事故工況及事故后應急緩解全過程所建立的模擬方法可用于XAPR應急緩解措施的制定和實施效果預測評價。