大功率非能動壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發嚴重事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，高新力，畢金生，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

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大功率非能動壓水堆DVI管破疊加IRWST失效觸發嚴重事故分析

石興偉，蘭 兵，靖劍平，高新力，畢金生，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

應用MELCOR 2.1程序，建立了大功率非能動壓水堆核電廠主要回路系統及安全殼的熱工水力模型，并以直接注水管線破口疊加內置換料水箱失效觸發嚴重事故為對象進行了獨立計算。計算結果與MAAP 4.04程序計算結果趨勢一致，分析表明：MELCOR 2.1新版本對嚴重事故計算合理可信；部分非能動安全設施的啟動有效地降低了主回路系統壓力，防止高壓熔堆，緩解了堆芯熔化進程，從而驗證了非能動安全設施的有效性。

MELCOR；嚴重事故；DVI；IRWST；大功率非能動壓水堆

大功率非能動壓水堆核電廠初步設計是在AP1000技術引進消化吸收基礎上，結合AP1000依托項目和自主化設計項目的設計經驗進行再創新，在AP1000基礎上提升了功率，并對反應堆冷卻劑系統、專設安全設施、主要核島輔助系統和主設備以及核島廠房布置等進行了重新設計和系統性的優化，進一步提高了核電廠的安全性和經濟性。

根據AP1000最終安全評價報告(FSER)及近幾年相關研究，在導致堆芯損壞的事故序列中，直接注水管線(DVI)之一出現破口疊加內置換料水箱(IRWST)注入失效事故對堆芯損毀貢獻最大。[1-4]因此，根據中破口和小破口劃分依據，即破口面積低于主管道截面積2%的破口面積作為小破口，選取了大功率非能動壓水堆核電廠DVI管5.08cm小破口疊加IRWST失效觸發嚴重事故為研究對象。國內首次采用美國NRC授權的MELCOR 2.1.4206程序在SNAP(Symbolic Nuclear Analysis Package)平臺建立系統模型，計算分析了事故序列和計算結果，總體驗證了嚴重事故模型的穩定性和安全設施的可靠性。

1 嚴重事故計算分析軟件介紹

嚴重事故的計算分析軟件MELCOR為美國桑地亞國立實驗室(SNL)為美國核管會(NRC)開發的第二代系統性程序，該程序主要用于模擬輕水反應堆事故進程分析[5]。針對壓水堆和沸水堆核電廠，MELCOR程序都能對其嚴重事故現象進行分析。本次使用的是NRC技術轉讓于核與輻射安全中心的MELCOR 2.1.4206程序版本，其包括裂變產物源項和其敏感性與不確定性的評價。

SNAP是由NRC資助開發的圖形化分析程序包，用于創建和編輯工程分析軟件的輸入、提交計算申請、過程監視以及程序之間的相互調用[6]。該程序目前可以支持CONTAIN、COBRA、FRAPCON-3、MELCOR、PARCS、RELAP5、RELAP3D和TRACE等分析程序。SNAP提供便捷的模型選擇，水力部件、熱構件、控制部件都有專門的模塊進行模擬，可提供便捷的節點劃分功能，并且方便地展示計算結果。該程序可以大大簡化程序人員的輸入操作，其友好的用戶界面和方便操作流程更便于計算過程監視和結果分析，提高了事故分析的效率。SNAP程序在美國等核電發達國家已逐漸開始應用，但在我國的核電設計和安全審評中鮮有應用。

本次計算使用SNAP程序鏈接MELCOR程序共同完成，SNAP負責圖形化模型建立和結果可視化處理，MELCOR程序用于嚴重事故的計算。

2 計算模型

如圖1所示，利用SNAP圖形化建立了大功率非能動壓水堆核電廠一、二回路系統模型和專設安全設施模型。其中，一回路主要包括壓力容器、兩臺蒸汽發生器、穩壓器、穩壓器波動管、四臺主泵、四條冷管段、兩條熱管段。二回路系統包括主給水系統、啟動給水系統、主蒸汽隔離閥、蒸汽發生器安全閥、汽輪機等。專設安全設施模型包括兩臺堆芯補水箱(CMT)、兩臺安注箱(ACC)、兩條IRWST重力注射管線、兩條再循環管線、兩條堆腔淹沒管線、自動卸壓系統(ADS)第1級至第4級閥門、非能動余熱排出(PRHR)系統、非能動安全殼冷卻系統(PCS)等。

圖1 SNAP圖形化系統建模Fig.1 Symbolic Nodalization of the Systems with SNAP

下腔室和堆芯燃料組件節點劃分如圖2所示。堆芯及下腔室在軸向上分成15層節點，其中下腔室占1層節點，堆芯支撐板1層節點，活性區為11層，燃料元件的上下管座各占1層；徑向共分成7環，分別包含燃料組件5個、16個、24個、32個、32個、40個、44個。

圖2 堆芯軸向和徑向節塊劃分Fig.2 Nodalization of Ring & Axial Direction

安全殼節點劃分詳見圖3，共包含12個控制容積和30個流道，由蒸汽發生器(SG)隔間(兩個控制體)、CMT隔間、堆腔、IRWST、上部隔間、非能動堆芯冷卻系統(PXS)隔間(兩個控制體)、化容系統隔間、PCS穹頂、壓力容器外冷卻通道(兩個控制容積)組成。

圖3 安全殼節塊劃分Fig.3 Nodalization of Containment

3 事故假設

事故緩解措施失效假設如表1所示，事故始發時反應堆100%額定功率下穩態運行。DVI管線在0s發生5.08 cm小破口，PRHR啟動失效；在“S”信號發出后延遲5 s，其中一臺CMT啟動，通過非破口DVI管線將冷卻水注入堆芯，同時主泵停轉；在CMT液位及主回路壓力降低到ADS1～4級閥門開啟閾值時，閥門正常開啟；IRWST重力注射管線和再循環管線啟動失效。

表1 事故緩解措施失效假設Table 1 Failure Assumption of Accident Mitigating Measurements

4 程序計算與結果討論

首先，對模型進行穩態調試，主要針對主回路和二回路關鍵參數，如反應堆功率、主回路壓力、穩壓器水位和二回路蒸汽流量等。穩態值都能夠很好地與設計值相吻合，其中，穩態值參數誤差在1%以內，滿足程序模擬偏差范圍。

4.1 事故序列對比

由于MAAP程序主回路系統控制體固化，不需要程序使用者進行更細層次的控制體劃分；而MELCOR控制體劃分則依賴于程序使用者的使用經驗，因此控制體的劃分存在一定差異，但對通過對回路參數分析發現影響較小。

如表2所示，通過對比事故序列得知：關鍵的事故現象出現的先后次序基本一致，發生時間略有差異。如圖4～圖5所示，隨著主回路系統(RCS)壓力下降，一列CMT開啟，對堆芯進行安注。計算結果中安全設施ADS的啟動略晚于MAAP的計算結果，導致堆芯熔化和熔融物開始向反應堆下腔室遷移的時間略早于MAAP計算結果。由設計基準事故進入嚴重事故序列后，程序計算結果依賴于現象采用的模型和關系式，計算結果存在較大的不確定性。

表2 事故進程對比Table 2 Comparison of Accident Scenarios

圖4 RCS壓力Fig.4 RCS Pressure

圖5 CMT液體質量Fig.5 CMT Liquid Mass

4.2 結果分析

4.2.1 破口噴放分析

圖6 破口質量釋放Fig.6 Mass Release from Break

如圖6所示，破口發生后，大量液相冷卻劑從破口處噴放，隨后是兩相噴放，持續時間為1500s左右。冷卻劑的噴放導致一回路水裝量急劇下降，一臺CMT啟動后，堆芯液位略微維持一段時間；由于另外一臺CMT、兩臺ACC和IRWST重力注入全部失效，混合水位逐漸下降為0 m，如圖7所示，壓力容器混合水位的變化曲線和MAAP一致。

圖7 壓力容器混合水位Fig.7 Swollen Water Level in Vessel

4.2.2 堆芯熔化分析

利用SNAP圖形化模擬堆芯熔化進程，如圖8所示。堆芯熔化過程包含包殼氧化、熔渣形成、熔渣向下遷移、熔池形成、支撐板熔穿等過程，8000 s左右形成穩定熔池。

如圖9所示，堆芯包殼氧化累計產生氫氣總量MELCOR計算值385 kg高于MAAP計算值257 kg，這是由于鋯合金包殼氧化公式不同。T<1853 K時，MELCOR計算采用Urbanic-Heidrick氧化公式，MAAP計算采用Baker-Just氧化公式，前者在此溫度范圍會高估了氧化速度[7]；由圖7可知，MELCOR計算得到堆芯裸露時間早于MAAP，即氧化時間發生稍早；與此時冷卻劑被蒸干的耗時較長，增加了包殼材料的氧化過程時間。

圖8 堆芯熔化進程模擬Fig.8 Simulation of Core Melt Progression

圖9 累計氫氣產量Fig.9 Accumulated Hydrogen Production

由堆芯燃料、控制棒、格架等構件碎片及其氧化物形成的堆芯熔融物跌落進入下腔室內部，下封頭熔融物溫度開始上升，如圖10所示，MAAP和MELCOR計算結果同時表明：由于堆腔淹沒，下封頭外部的冷卻會使熔融物溫度隨時間逐漸降低，從而達到熔融物滯留的效果。

圖10 下封頭熔融物溫度Fig.10 Debris Temperature in Lower Plenum

4.2.3 堆腔淹沒分析

破口發生后，化容系統隔間與堆腔之間設有常開流道，噴放的冷卻劑部分冷凝后進入堆腔，堆腔水位緩慢上升；ADS 4閥門開啟后，堆芯出口溫度到達650 ℃并延遲20 min，堆腔淹沒管線閥門開啟，如圖11和圖12所示，IRWST液位下降，堆腔液位上升速度有明顯加快。由于設置的IRWST初始液位不同，在 0 s 時刻存在差異。

圖11 IRWST液位Fig.11 Liquid Level in IRWST

圖12 堆腔液位Fig.12 Liquid Level in Cavity

4.2.4 PCS響應分析

安全殼內部壓力變化由噴放的冷卻劑帶入的熱量和PCS噴淋液體蒸發吸收的熱量決定。建模過程中采用流量跟蹤模型來模擬PCS的功能。如圖13所示，噴放的冷卻劑攜帶大量的熱量造成安全殼內部壓力急劇上升；堆芯功率的急劇下降及鋼殼外表面的噴淋，安全殼壓力逐漸下降，最后兩者穩定在一個定值。MELCOR計算值與MAAP趨勢總體一致，壓力峰值為0.33MPa高于MAAP的0.29 MPa，MELCOR計算更為保守。圖14所示為具有代表性的源項CSI的安全殼內釋放份額，MELCOR計算值與MAAP計算值一致，為0.778，總體趨勢吻合較好。

圖13 安全殼壓力Fig.13 Containment Pressure

圖14 安全殼內CSI釋放份額Fig.14 Release Fraction of CSI in Containment

5 結論

針對選取的DVI管5.08 cm小破口疊加IRWST失效觸發嚴重事故序列，利用SNAP圖形化建模平臺建立了大功率非能動壓水堆核電站系統模型，首次使用MELCOR 2.1模擬了事故進程，并將模擬結果與MAAP計算結果對比分析。分析結果表明：

(1) 主要系統設備的熱工參數趨勢表現一致，吻合較好，說明MELCOR 2.1新版本計算結果可信；

(2) ADS 1～4閥門開啟有效地降低了主回路壓力，減小了高壓熔堆的風險；

(3) 堆腔淹沒功能有效地導出下封頭熔融物的衰變熱，實現了熔融物堆內滯留；

(4) 包殼氧化產氫量和安全殼壓力略高于MAAP計算值，這是由于MELCOR采用的計算關系式和氧化時間不同。

事故工況無壓力容器熔穿現象，安全殼能夠保持完整，放射性裂變產物釋放量低，說明了安全設施能夠有效緩解事故進程，降低事故后果放射性風險。

[1] Nuclear Regulatory Commission. Final Safety Evaluation Report for AP1000 Related to Certification of the AP1000 Standard Design,Chapter 19[R]. Washington D.C: NRC, 2004.

[2] 趙國志,曹欣榮,石興偉. DVI管線中小破口疊加IRWST失效引發嚴重事故的ERVC研究[J]. 核安全,2014,13(1): 59-63.

[3] 喬雪冬,王昆鵬,靖劍平,等. AP1000核電廠直接注射管線雙端斷裂小破口失水事故計算[J]. 核科學與工程,2015,35(2): 306-313.

[4] 陳耀東. AP1000小破口疊加重力注射失效嚴重事故分析[J].原子能科學技術,2010,44: 242-247.

[5] Sandia National Laboratories. MELCOR Computer Code Manuals Vol.2: Reference Manuals [R]. NUREG /CR-6119,Vol. 2,Rev. 2,SAND2000-2417/2,2000.

[6] Applied Programming Technology Inc. Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual[R]. April 2007.

[7] 石興偉,曹欣榮,趙國志. 輕水反應堆嚴重事故包殼氧化仿真模型評估[J].計算機仿真,2014,31(4):127-131.

Analysis of Severe Accident Initiated by DVI Break Coupled with IRWST Failure for Large Power Passive PWR

SHI Xing-wei,LAN Bin,JING Jian-ping,GAO Xin-li,BI Jin-sheng,ZHANG Chun-ming

(Nuclear and Radiation Safety Center,MEP,Beijing 100082,China)

The thermal-hydraulic models of main loop system and containment compartments had been built using MELCOR 2.1 code for Large Power Passive PWR. And by this code,calculations of severe accident scenarios initiated by DVI pipe small break with failure of Internal Refueling Water Storage Tank (IRWST) had been performed. The calculation results matched well with the results calculated by MAAP 4.04 code. The analysis results showed that: (1) the simulation results of severe accidents using MELCOR 2.1 code are reasonable and reliable; (2) the successful operation of parts of passive engineering safety features triggers the depressurization of the primary loops effectively,reduces the risk of high-pressure core melt,mitigates the melt progression in the core region,and validates the effectivity of the passive engineering safety features.

MELCOR；Severe accident；DVI；IRWST；Large power passive PWR

2016-11-20

國家科技重大專項項目資助(2013ZX06002001)，國家科技重大專項項目(2015ZX06002001)

石興偉(1985—)，男，山東菏澤人，工程師/博士，現主要從事嚴重事故安全分析研究工作

靖劍平：jingjianping@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2017)03-0348-07