压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析(1)

AtomicEnergyScienceandTechnology

Vol.42,No.6

June2008

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

张　琨,曹学武

(上海交通大学核科学与工程学院,上海　200240)

摘要:压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析(PSA)结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回

路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用

SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明:5种典型高压熔

堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。关键词:900MW压水堆核电厂;高压熔堆事故;SCDAP/RELAP5程序

中图分类号:TL364.4　　　文献标志码:A　　　文章编号:100026931(2008)06205302005

AnalysisofHigh2PressureCoreMeltSevereAccidentsinPWRNuclearPowerPlant

ZHANGKun,CAOXue2wu

(SchoolofNuclearScienceandEngineering,ShanghaiJiaotongUniversity,Shanghai200240,China)

Abstract:Thehigh2pressurecoremeltaccidentsinPWRnuclearpowerplantwhichcovermostofthesevereaccidents,havelargepotentialrisk.Accordingtotheprobabi2listicsafetyanalysis(PSA)reportsofChinese900MWPWRnuclearpowerplant,thepaperselectedfivetypicalsevereaccidentswithhigh2pressurecoremelt,suchasTMLB′,LOFW2ATWS,MSLB,SBLOCAandSGTR.TheprogressionsandresultsoftheseaccidentswereanalyzedbyusingSCDAP/RELAP5code.Accordingtothecalcu2lationresults,thesetypicalaccidentscaninducelargeriskofhigh2pressuremelt2sprayevent(HPME)anddirectioncontainmentheat(DCH),whichmayarosetheearlyfail2ureofcontainment.Thus,itisverynecessarytoimplementtheprimarydepressuriza2

狋犻狅狀狊狋狉犪狋犲犵犻犲狊．

Keywords:900MWPWRnuclearpowerplant;high2pressurecoremeltaccident;SCDAP/RELAP5code

　　按照堆芯熔化过程,压水堆核电厂的严重事故可分为高压熔堆和低压熔堆两大类。其

收稿日期:2007201211;修回日期:2007203209

),男,山东潍坊人,博士研究生,核能科学与工程专业作者简介:张　琨(1981—

第6期　　张　琨等:压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析531

中,高压熔堆事故常以堆芯冷却不足为先导事件(如失去二次侧热阱和一回路小破口)[1],覆盖了大部分的严重事故序列。另外,在高压熔堆事故中,反应堆一回路系统处于持续高压状态,当压力容器下封头熔穿时,熔融物可能从压力容器下封头喷放到堆腔而发生高压熔喷(HPME)。而后续喷放的饱和水、蒸汽、氢气可能推挤和挟带堆芯碎片离开堆腔,到达安全壳的其它区域,扩散的高温堆芯碎片挟带着热能和化学能(碎片氧化)可能直接迅速地加热安全壳内大气,甚至破坏安全壳完整性,导致非常严重的放射性释放后果,发生“安全壳直接加

(DCH)[223]。由此可见,高压熔堆事故对压热”

水堆核电厂具有很大的潜在威胁,有必要进行研究。本工作以我国900MW压水堆核电厂为对象,选取典型的高压熔堆严重事故序列,应用SCDAP/RELAP5程序进行事故进程分析。建立的电厂模型包括反应堆冷却剂系统、二回路系统、一回路辅助系统以及专设安全设施等。

事故序列进行分析。

2　事故序列计算分析

2.1　丧失厂外电事故

针对丧失厂外电的功能序列,在设定计算

事故序列时作了适当的保守假设,即假定0s全厂断电后,汽动辅助给水泵也同时失效,辅助给水完全丧失,称为TMLB′事故[2]。在TMLB′事故中,经常同时发生主泵轴封破口现象,该破口的出现对于降低一回路压力是有利因素。因此,基于保守考虑,在TMLB′事故序列计算中不考虑这一因素。发生全厂断电后,主泵惰转,反应堆停堆,随后汽轮机脱扣,主给水关闭。由于反应堆停堆,稳压器压力在短时间内快速下降。后由于主给水关闭,辅助给水完全失效,蒸发器二次侧在3800s烧干(图1a)。随着二次侧热阱的丧失,一回路热量无法及时排出,堆芯温度迅速上升(图1b),一回路压力也迅速上升到稳压器安全阀的开启整定值,此后,稳压器安全阀频繁开启关闭,使一回路压力维持在16.4MPa附近波动(图1c)。在整个事故过程中,高低压安注无法启动,且由于一回路持续高压,使非能动的中压安注箱也无法投入,导致通过稳压器安全阀排出的冷却剂无法得到补充,压力容器水位迅速下降(图1d)。到5900s时,堆芯开始裸露,9000s时,堆芯开始熔化。压力容器下封头因受熔融物的加热于15000s时,发生蠕变失效,此时,一回路压力高达16.43MPa。2.2　ATWS事故

对于ATWS功能序列,失去主给水(LOFW)、失去厂外电(LOOP)和正常运行情况下控制棒失控提升(ICRW)是3个比较典型的导致ATWS的初因事故[5],本文选取了失去主给水的未能紧急停堆预期瞬态(LOFW2ATWS)作为计算事故序列,即假定在0s时失去主给水,反应堆不能紧急停堆,同时辅助给水也完全失效。

失去主给水后,辅助给水不能启动,同时反应堆不能紧急停堆,只能靠慢化剂反应性反馈逐步降低堆芯功率。由于二次侧冷却能力不足,堆芯热量无法有效排出,一回路迅速升温升压(图1b),在短时间内达到稳压器安全阀的开

1　典型事故序列的选取

在美国核管会(NRC)的10CFR50.54(f)中,关于重要严重事故序列的选取准则为:1)任一导致堆芯损坏概率不小于1×10-6/堆年的功能序列;2)任一对堆芯损坏概率贡献不小于5%的功能序列;3)任一导致堆芯损坏概率不小于1×10-6/堆年的功能序列,且该序列导致安全壳失效,放射性物质释放量级不小于WASH21400中BWR23或PWR24同类标准;4)任一造成安全壳旁通超过1×10-7/堆年的功能序列;5)电厂根据以前可用概率安全分析(PSA)的结论,或通过工程判断得出的对堆芯损坏或安全壳表现异常有重要贡献的任一功能序列[4]。

根据相关PSA报告,符合该标准的严重事故功能序列有一回路大、中、小破口(LOCA),丧失厂外电,未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS),二回路管道破口和蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故。在上述重要严重事故序列中,可能导致高压熔堆的功能序列有丧失厂外电、ATWS、二回路管道破口、一回路小破口(SBLOCA)和SGTR事故,本文即选取这5种

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图1　各事故中蒸汽发生器二次侧水位(a)、堆芯最高温度(b)、一回路压力(c)、压力容器水位(d)的变化

Fig.1　SecondarywaterlevelofSG(a),highestcoretemperature(b),

RCSpressure(c),waterlevelofRPV(d)invariousaccidents实线———TMLB′;虚线———ATWS;点线———MSLB;△———SBLOCA;☆———SGTR

全场断电事故启整定压力值,安全阀开始自动开启。由于完全失去二次侧给水,蒸汽发生器二次侧于160s

排空(图1a),加剧了一回路冷却能力的恶化,之后,一回路压力在很长时间内维持在较高水平(图1c),稳压器安全阀频繁地开启关闭。由于一回路压力在整个事故进程中很高,高低压安注及安注箱均无法投入,而冷却剂通过稳压器安全阀不断流失,导致一回路冷却剂装量减少,压力容器水位不断下降(图1d)。920s时,堆芯开始裸露,2400s时,堆芯开始熔化。堆芯下支撑板于7340s时被熔穿,熔融堆芯开始坍塌到压力容器下封头,与下封头内的冷却剂发生作用,水位迅速下降,产生大量蒸汽。压力容器下封头于7680s发生蠕变失效,此时,一回路压力高达16.6MPa。2.3　二回路管道破口事故

针对二回路管道破口事故的功能序列,选取主蒸汽管道大破口事故(MSLB)为计算事故

序列,即假定0s时稳压器所在环路对应的主蒸汽管道发生大破口,同时辅助给水完全失效。

主蒸汽管道发生大破口后,大量蒸汽从破口排入安全壳,破口所对应蒸汽发生器二次侧压力和水位迅速下降。由于二次侧排热量的突

然增加,一回路冷却剂温度在短时间内迅速降反应性增加低,慢化剂温度反应性反馈的作用使堆芯功率有短暂上升的过程,一回路迅速升温升压,一回路高压信号引起反应堆停堆,随后汽轮机脱扣,主给水关闭。反应堆停堆后,一回路温度和压力开始下降了一段时间,但250s时,破口对应的蒸汽发生器二次侧排空(图1a),二次侧热阱的丧失使堆芯衰变热无法有效排出,堆芯温度迅速上升(图1b),一回路压力又迅速上升到稳压器安全阀开启整定值,安全阀自动开启,在之后的事故进程中,一回路压力持续很高(图1c),安全阀频繁地开启关闭。850s时,稳压器满溢,之后,稳压器水位逐渐下降,直到排空。

第6期　　张　琨等:压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析533

由于一回路持续高压,导致高低压安注以及安注箱无法启动,一回路冷却剂通过稳压器安全阀的开启不断流失,压力容器水位持续下降(图1d)。1800s时,堆芯开始裸露,3800s时,堆芯开始熔化。堆芯下支撑板于8440s被熔穿,熔融堆芯开始坍塌到压力容器下封头。压力容器下封头于8770s发生蠕变失效,此时,一回路压力为16.26MPa。2.4　SBLOCA事故

针对SBLOCA事故的功能序列,本文在选取计算事故序列时,假定0s时在一回路冷却剂管道的冷管段发生等效直径为12.7mm的小破口,高低压安注及辅助给水失效。

事故于0s开始,发生小破口后,一回路压力迅速下降(图1c),由于稳压器低压信号,反应堆紧急停堆。此后,汽轮机脱扣,主给水关闭。由于破口流量较小,且蒸汽发生器二次侧的剩余水装量在一段时间内能维持一定的冷却能力,一回路冷却剂的温度和压力维持在较平稳的状态。由于辅助给水完全失效,蒸汽发生器二次侧在4480s排空(图1a)。随着二次侧热阱的丧失,一回路热量无法及时排出,一回路压力开始急剧上升到稳压器安全阀的开启整定值。此后,稳压器安全阀频繁开启关闭,使一回路压力维持在安全阀整定值附近波动。由于高低压安注失效,而且一回路处于持续高压,安注箱也无法启动,一回路冷却剂通过破口和稳压器安全阀不断流失而得不到补充,因此,压力容器水位不断下降(图1d),6580s时,堆芯开始裸露。堆芯于9560s开始熔化(图1b)。9840s时,堆芯完全裸露,堆芯产生的蒸汽量

在0s蒸汽发生器传热管发生断裂后,一回路压力迅速下降(图1c),稳压器低压信号引起反应堆停堆,随后,汽轮机脱扣,主给水关闭。当一回路压力下降到接近破损蒸汽发生器二次侧压力时,达到相对稳定状态,并维持了较长一段时间。由于主给水关闭和辅助给水失效,完好蒸汽发生器二次侧在4780s排空,破损蒸汽发生器二次侧也于6660s排空(图1a)。二次侧热阱的丧失使一回路的衰变热无法排出,一回路开始迅速升温升压(图1b),稳压器安全阀达到开启整定压力而自动开启,并维持了几千秒的时间。由于高低压安注失效,同时在整个事故过程中一回路压力一直高于安注箱的开启压力值,安注箱也无法启动,而一回路冷却剂从蒸汽发生器传热管的破口和稳压器安全阀不断流失,导致压力容器水位不断下降(图1d),堆芯在9600s开始裸露,在12700s开始熔化。此时,压力容器内的冷却剂装量已很少,产生的蒸汽无法维持较高的压力,因此,一回路压力开始下降,直到15900s时,由于堆芯熔化进程加剧,一回路压力略有回升。18960s时,熔融堆芯开始坍塌到压力容器下封头,熔融物与下封头内的冷却剂作用产生大量蒸汽,使一回路压力迅速上升。压力容器下封头由于高温熔融物的加热在19320s发生蠕变失效,此时,一回路压力为14.35MPa。

3　事故序列对比分析

从事故的起因及事故进程的特点看,以上分析的5种高压熔堆严重事故序列可分为两类。

丧失厂外电事故)1失去二次侧热阱事故,包括TMLB′、

减少,一回路压力开始下降,直到13440s时,

失去主给水的未能紧急停堆的预期瞬态主蒸汽管道大破口事故由于堆芯熔化进程加剧,一回路压力略有回升。LOFW2ATWS、MSLB。该类事故的特点是一15280s时,堆芯熔融物开始掉入压力容器下回路保持完整,但由于二次侧冷却能力的迅速封头,高温的熔融物与下封头内的水接触产生丧失,导致一回路冷却恶化而快速升温升压,且大量的蒸汽,一回路压力迅速上升。15640s时,压力容器下封头由于蠕变失效,此时,一回路压力为15.58MPa。2.5　SGTR事故

针对SGTR事故功能序列,在选取计算事

在堆芯熔化过程中稳压器安全阀频繁开关,使

一回路压力一直维持在16MPa左右的水平,直到压力容器下封头熔穿。事故过程中冷却剂主要是通过稳压器安全阀的开启而流失。

2)一回路小破口事故,包括SBLOCA和

蒸汽发生器传热管破裂事故

故序列时,本文作了如下假定:0s时,稳压器所SGTR。该类事故的特点是一回路完整性遭到在环路的蒸汽发生器单根传热管发生断裂,高破坏,由于破口尺寸较小,在堆芯熔化过程中,低压安注及辅助给水同时完全失效。一回路压力仍维持在较高水平,稳压器安全阀

534原子能科学技术　　第42卷

也会开启一段时间,但受破口的影响,一回路压

力有较大波动。在事故过程中,冷却剂通过破口和稳压器安全阀的开启而流失。

从堆芯熔化的进程快慢来看,LOFW2ATWS和MSLB事故属于快速熔堆事故,TMLB′和SBLOCA事故属于中速熔堆事故,

全壳直接加热风险,可能引起安全壳的早期失

效。因此,采取相应的一回路卸压措施非常必要。参考文献:

[1]　朱继洲.核反应堆安全分析[M].西安:西安交

DCH

而SGTR事故属于慢速熔堆事故。

根据美国NRC的NUREG21150报告,反应堆一回路系统低压定义为低于1.38MPa,中压定义为1.38～6.89MPa,高压为大于。因此,从压力容器下封头失效时

的一回路压力来看,本文分析的5种事故序列

高压熔喷均有发生HPME和DCH的风险,需采取相应的一回路降压措施,如操纵员手动开启稳压器安全阀进行卸压等。6.89MPa

[3]

通大学出版社,2000.

[2]　HANSONDJ.Depressurizationasanaccident

managementstrategytominimizetheconse2quencesofdirectcontainmentheating,NUREG/CR25447[R].America:USNRC,1990.[3]　BROWNSONDA.IntentionaldepressurizationaccidentmanagementstrategyforPWR,NUREG/CR25937[R].America:USNRC,1993.

[4]　Anon.Individualplantexaminationforsevereac2

cidentvulnerabilities,10CFR50.54(f)(GenericLetterNo.88220)[R].America:USNRC,1988.[5]　车济尧,曹学武.秦山一期核电站未能紧急停堆

4　结论

TMLB′、LOFW2ATWS、MSLB、SBLOCA

主蒸汽管道破裂事故失去主给水的未能紧急停堆的预期瞬态的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究[J].核动力工程,2005,26(3):2092213.

CHEJiyao,CAOXuewu.Studyonseverecoredamageprogressioninducedbyanticipatedtransi2entswithoutsramanditsmitigationinQinshanNPPunit1[J].

Nuclear

Power

Engineering,

2005,26(3):2092213(inChinese).

和SGTR事故是我国900MW压水堆核电厂

的典型高压熔堆严重事故序列。计算分析表明,尽管事故起因及事故进程各不相同,但这些事故序列均会导致高压熔堆及压力容器熔穿失效的严重事故后果,且有很大的高压熔喷和安