模塊式小型堆嚴重事故下堆芯應急注水策略研究

王小吉 楊韻佳

（中國核動力研究設計院，四川 成都610000）

0 引言

核事故發展到嚴重事故的根本原因在于事故后無法及時有效地排出堆芯熱量。在衰變熱持續加熱作用下導致堆芯材料熔化。在嚴重事故進程中重新建立堆芯排熱路徑，盡可能實現對一回路的注水，這是恢復堆芯冷卻、阻止事故進一步惡化的最直接的手段。根據福島事故后經驗，國家核安全局要求我國運行和在建電廠充分考慮嚴重事故情況下堆芯應急注水的可能[1]，增設嚴重事故下堆芯應急注水措施。目前，多個運行電廠已完成一回路應急補水措施的改進，首先，改進方案中提供了嚴重事故情況下臨時注水路徑，其次，在水源方面考慮了電廠原有消防水和外部水源的可能。但對于注水策略的分析，僅依據滿足停堆6小時后堆芯余熱排出的需要，采用能量平衡方法確定了一回路應急補水的流量。本文將針對注水時機、注水速率等因素的影響對一回路應急注水策略進行深入研究。

1 堆芯應急補水策略關鍵要素分析

1.1 應急補水流量分析需求

尋找嚴重事故后合適的堆芯應急補水流量主要考慮以下幾個方面：

首先，注水流量應能夠帶走堆芯衰變熱并實現堆芯再淹沒，緩解事故進程；其次，應避免大流量的持續注入對水源的浪費；再次，應注意堆芯再淹沒帶來的氫氣風險；最后，因應急補水可能向堆芯注入清水，應注意堆芯重返臨界的風險。

1.2 應急補水時機分析需求

尋找嚴重事故后合適的堆芯應急補水時機主要考慮以下幾個方面：

對堆芯注水時機的限制條件主要在嚴重事故后期，堆芯已經干涸，此時一旦開始向干涸的堆芯注水，RCS壓力可能顯著增加。如果在壓力容器失效時刻一回路壓力依然沒有降到2.0 MPa以下，可能發生高壓熔融物噴射，并發生對安全殼直接加熱（DCH）的風險。RCS壓力增加還可能威脅IVR措施的成功實施。

2 堆芯應急補水流量分析

2.1 注水流量計算

2.1.1 事故后帶走堆芯衰變熱所需最小流量估算

嚴重事故后向堆芯注水的目的是帶走堆芯衰變熱，根據衰變熱曲線，首先采用能量平衡的方法，計算一個供參考的帶走衰變熱最小注水流量如下：

圖1 排出堆芯衰變熱所需最小注水流量

2.1.2 注水流量程序計算

采用嚴重事故一體化系統程序，考慮典型的快速熔堆事故序列——波動管雙端剪切斷裂嚴重事故，計算在堆芯損壞的各個階段堆芯注水流量對事故進程的影響。

計算不實施嚴重事故堆芯應急補水的波動管雙端剪切斷裂事故，事故進程如表1所示。

表1 波動管雙端剪切事故進程

根據上一步得到的事故進程，選取5個關鍵的時間點（A、B、C、D、E），進行堆芯應急注水計算，注水流量采用根據衰變熱估算的“排出堆芯衰變熱所需最小注水流量”，5個時間點的選取理由如下：

（1）嚴重事故管理導則判定入口點，即堆芯出口溫度達到650℃時刻（A）。

（2）在從堆芯出口溫度達到650℃到堆芯熔融物跌落到下封頭之間的這段事故進程中堆芯幾何結構發生著顯著變化，根據基本事故序列的計算結果，在這段堆芯幾何形態變化最劇烈的時間段中選取兩個時間點（B、C）向堆芯注水。

（3）在嚴重事故過程中，當堆芯熔融物開始跌落到下封頭，堆芯衰變熱一部分轉移到下封頭內，堆芯幾何結構與之前的事故進程存在較大區別，因此，選擇堆芯熔融物開始跌落到下封頭時刻（D）。

另外，模塊式小型堆的熱工設計使得在低壓狀態下堆芯熔融物跌落到下封頭后，壓力容器仍能包容較長時間才會失效，所以另外再選取一個熔融物在下封頭已經形成了穩定熔融池的時刻（E）。

對以上5個時間點的注水流量進行敏感性分析，分析不同注入時間下采用最小注入流量對嚴重事故進程的影響。事故進程見表2，堆芯活性段水位見圖2～圖6。

表2 各方案事故進程

圖2 堆芯活性段水位（方案A）

圖3 堆芯活性段水位（方案B）

圖4 堆芯活性段水位（方案C）

圖5 堆芯活性段水位（方案D）

圖6 堆芯活性段水位（方案E）

2.2 結果分析

2.2.1 流量控制

計算結果如表3所示，在形成熔融池后（方案E）注水，采用估算的“排除衰變熱最小流量”無法成功實現堆芯衰變熱的長期穩定排出。根據堆芯活性段水位可以看出，此時注水已基本實現了堆芯再淹沒，但是因為在堆芯坍塌到下封頭后堆芯已完全喪失幾何結構，事故進程具有很大的不確定性，壓力容器最終還是失效了，失效時刻比不注水的基本算例晚約三萬秒。

另外，雖然在堆芯坍塌到下封頭之前采用“排出衰變熱所需最小流量”注水均可以最終實現堆芯的再淹沒和衰變熱的長期穩定排出，但從注水開始到堆芯再淹沒的時間較長，均在10 000 s以上。嚴重事故發生后，為了有利于事故的處置，我們希望能夠盡早實現堆芯的再淹沒。因此，對注水流量進行敏感性分析，得到了將堆芯再淹沒的時間控制在一定的時間（如1小時）內的注水流量見表3。

表3 1小時內實現再淹沒的堆芯注水流量

可以看出想要在注水后1小時內實現再淹沒堆芯，隨著堆芯損壞程度的增加所需注水流量是急速增長的。到了堆芯損壞的后期，所需注水流量約為“所需最小流量”的7倍以上才能在1小時內實現堆芯的再淹沒。在堆芯再淹沒成功后，可參考“排出衰變熱所需最小流量”適當降低對堆芯的注水量，以期最大程度的節約水源，為事故處置的長期穩定爭取更多的時間。

圖7給出了波動管雙端剪切斷裂事故后程序計算實際所需的注水流量與“排出堆芯衰變熱所需最小流量”的對比作為參考。其他失水的嚴重事故序列也存在著和波動管雙端剪切斷裂事故后堆芯幾何喪失點與堆芯衰變熱對應的“最小注水流量”之間的關系。

圖7 波動管雙端剪切斷裂事故后所需注水流量

2.2.2 氫氣風險

從事故產氫量的角度來看，產氫量對注水流量不敏感，對注水時間較敏感，應盡早對堆芯實施注水，在堆芯嚴重損壞之前向堆芯的注水流量達到“最小注水流量”即可有效控制氫氣產量。

2.2.3 重返臨界風險

從防止堆芯重返臨界的角度來看，因為程序的限制，本文未對反應性進行專門的計算。在EPRI的技術報告[2]中對重返臨界問題進行了說明，該報告中關于重返臨界問題的研究結論為：在壽期初和壽期中，由于堆芯的重定位和空泡的形成，以及硼可能滯留在堆芯、下腔室內，堆芯不可能重返臨界，除非大部分沉積的硼都移出堆芯。如果重返臨界發生，堆芯的功率水平也比較低，會被負的空泡反饋限制。在壽期末，由于燃料內會積累較多的裂變產物，再加上堆芯的重定位和空泡的影響，即使重返臨界，堆芯功率也只能達到衰變熱的水平。因此，如果含硼水可用，向一回路注水時將優先使用含硼水。但是如果只有非含硼水可用，不管是防止堆芯損壞還是為了終止堆芯損壞進程，非含硼水都可以使用?？梢哉J為重返臨界的風險可以接受。如果出現了反應堆重返臨界，一個可靠的處理方法是降低注水流量以增加空泡。

3 堆芯應急補水時機分析

3.1 注水時機討論

根據2.1節的分析，在形成熔融池之后再開始向堆芯注水已經無法保證壓力容器的完整性了。而且在嚴重事故后，一旦開始向干涸的堆芯注水，RCS壓力可能顯著升高，如果在壓力容器失效時刻一回路壓力依然沒有降到2.0 MPa以下，可能發生高壓熔融物噴射，并發生對安全殼直接加熱（DCH）的風險。

除DCH的威脅外，由于模塊式小型堆設置了堆腔注水冷卻（IVR）措施，在實施IVR之后是否還可以向堆芯注水存在爭議[3]，其一是IVR措施成功的一個條件是在熔融物遷移到下封頭后一回路壓力保持在1.0 MPa以下，其二是向堆芯注水，將使得原本干涸的壓力容器內再次充滿蒸汽，使得已經終止的鎬水反應再次開啟，在熔融物被淹沒前，會有新的氫氣產生，而且數量不可忽視。

因為IVR對一回路壓力的限制比防止DCH的壓力限值更嚴苛，所以，下文將討論在保證IVR成功的前提下，堆芯應急補水的注水時機。

3.2 注水時機計算

考慮典型的高壓嚴重事故序列——SBO疊加多重安全功能失效（計算中并未模擬應急注水后實施堆腔注水的這一過程，僅分析在應急注水后RCS關鍵參數的變化，最終的穩定參數能夠滿足保證IVR措施成功實施的要求）。

方案一：當堆芯出口溫度達到650℃時，操縱員手動開啟一列ADS 3級閥門，對一回路進行卸壓，不實施一回路應急補水。

方案二：當堆芯出口溫度達到650℃時，操縱員手動開啟一列ADS 3級閥門，對一回路進行卸壓，熔融物開始遷移到下封頭時刻實施一回路應急補水，補水流量為25 m3/h（根據2.1節的結論，選擇一個保守的較大流量）。

方案三：當堆芯出口溫度達到650℃時，操縱員手動開啟一列ADS3級閥門，對一回路進行卸壓，熔融物開始遷移到下封頭后10 000 s（未在下封頭內形成穩定的熔融池）實施一回路應急補水，補水流量為25 m3/h。

事故進程見表4，各方案一回路壓力如圖8～圖10所。

圖8 一回路壓力（方案一）

圖9 一回路壓力（方案二）

表4 事故進程

圖10 一回路壓力（方案三）

3.3 結果分析

根據以上計算結果可以看出，在嚴重事故后期，堆芯熔融物已經遷移到下封頭后開始對一回路的補水并不會引起一回路壓力顯著變化，壓力波動最高不超過0.4 MPa。這應該得益于模塊式小型堆設置的自動卸壓系統閥門容量足夠大，可以很好的控制一回路壓力波動。另外，從氫氣產量可以看出，在堆芯已經坍塌到下封頭之后向熔融物注水并不會引起顯著的氧化產氫反應，因為事故發展到這一階段，堆芯熔融物開始大量向下封頭掉落，注水可以使得這部分熔融物被迅速淹沒，不會產生更多的氫氣，而暴露在水位線上的熔融物由于已喪失了幾何結構，鋯與水蒸氣接觸的面積大大的減少，因此，再次產生氫氣的數量也不明顯。所以，注水不會對IVR的實施造成負面影響。此外，對熔融池的頂部注水可以有效地移除衰變熱，并緩解熔融池金屬層的熱聚焦效應，提高IVR的可靠性。

所以，即使在實施IVR的階段，如果有注水手段，依然應該實施對堆芯的注水。

4 結論

本文針對模塊式小堆的特點，分析了嚴重事故下堆芯應急注水路徑及注水策略，得到了以下結論：

（1）根據注水流量對事故進程的影響分析，給出了更現實的注水流量曲線，可用于在實施嚴重事故管理導則時作為參考。參照這一注水流量曲線實現堆芯再淹沒后，可減少注水到“排出衰變熱所需最小流量”，以節約水源。

（2）氧化產氫風險對注水流量不敏感，對注水時機比較敏感，盡早的注水對減少總產氫量是有好處的。

（3）由于模塊式小型堆設置了容量足夠大的自動卸壓系統，所以向干涸的堆芯注水不會導致一回路壓力的顯著變化。即使在實施IVR措施后恢復對堆芯的注水依然是有好處的。