严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

第50卷第3期原子能科学技术Vol 50. No. 3016年3月A tomic Energy Science and technologyMar.2016严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析李亚冰,郭丁情2,曹学武l(1,上海交通大学机械与动力工程学院,上海200240;2.深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518031)摘要:选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故——直接注入(DVⅠ管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故—丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统(RNS)堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。关键词:严重事故管理;正常余热排出系统;堆芯注水中图分类号:TL364.4文献标志码:A文章编号:1000-6931(2016)03-0446-08doi:10.7538/yzk2016.50.03.0446Analysis of ras Injection Strategyby rns during Severe AccidentLI Ya-bing, GUO Ding-qing, CAO Xue-wu1. School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, ChinaShenzhen China Nuclear Power Design Co. Lid. Shenzhen 518031, China)Abstract: In order to evaluate the effectiveness of normal residual heat removal system(RNS for RCS injection strategy during severe accidents, two ty pical severe accidentsequences were selected and analyzed with MaaP4 code, including direct vessel injection (dvi) line break induced severe accident which contributes most to the core damagefrequency, and loss of feed water (LOFW induced severe accident w hich is a ty picalhigh-pressure core melt accident. Both mitigation effect and negative impact of the RNSnjection strategy were evaluated. The results show that RNS injection can effectivelyterminate core melt progression and keep loin two ty pical seevereaccident sequences. However, more hy rogerCNMHG core reflooding中国煤化工收稿日期:2015-02-05;修回日期:2015-05-06基金项目:国家自然科学基金资助项目(11205099)作者简介;李亚冰(1990—),女,河南平顶山人,博士研究生,核能科学与工程专业通信作者:曹学武,E-mail: caoxuew if@ sjtu,edu,en第3期李亚冰等:严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析stage which may lead to hydrogen hazard in the containment. Furthermore, thenfluence of injection flow rate was discussed with the minimum injection flow rate forlong term decay heat removal given by the computational aid documents from the severeaccident management guideline. The analysis results indicate that higher flow rate shouldbe preferred for RCs injection strategy during severe accidents if the injection systemwould be availableKey words: severe accident mitigation normal residual removal system; RCS injection压水堆核电厂严重事故管理是指采取一系1分析模型列缓解措施尽可能维持三道安全屏障(堆芯、压1.1核电厂模型力容器、安全壳)的完整性,减少厂外放射性释利用MAAP4程序建立先进非能动压水放2。为提高严重事故管理能力,严重事故情堆核电厂模型,包括反应堆冷却剂系统况下可采取的缓解策略有一回路卸压、堆内熔(RCS)、专设安全设施以及安全壳系统,反应融物保持、堆芯注水、氢气控制、安全壳过堆冷却剂系统模型由12个节点组成,每个节滤排放等。先进非能动压水堆核电厂严重事点即为1个控制体,模拟实际主系统状态。反故下,一回路冷却剂丧失,堆芯冷却不足会导致应堆堆芯等效简化为1个圆柱,轴向划分为堆芯熔毁坍塌,高温的堆芯熔融物聚集在压力17个节点,径向划分为η个同心圆环,模拟堆容器下腔室,可能威胁到压力容器和安全壳的芯在严重事故工况下的热工水力行为。安全完整性。因此,严重事故下维持堆芯冷却,防止壳划分为12个隔间节点,其中安全壳内部划堆芯继续损坏是目前严重事故管理缓解措施研分为9个相互连接的隔间节点,而其余3个隔究的重点间节点相互连接组成了非能动安全壳冷却系在不同的堆芯损坏状态下,堆芯注水对严统。图1为分析模型示意图。图1中:ACC重事故进程会产生不同的、甚至有一些负面的为蓄压箱;ADS为自动卸压系统;CMT为堆影响。为提高现有运行和未来核电厂严重事芯补水箱; IRWST为内置换料水箱;PCCS为故的安全性,再淹没阶段堆芯和碎片的可冷却非能动安全壳冷却系统;PRHR为非能动余性是需进一步研究的高优先级问题。国家核安全局要求现有运行以及在建核电厂提高对严重事故的缓解能力,特别是严重事故下的堆芯PCCS应急补水能力。针对非能动先进压水堆,当专设安全设施出现多重故障导致系统功能失效时,可考虑采用非安全级能动系统的缓解能力为堆芯提供冷却。正常余热排出系统(RNS)可利用燃料裝卸坑(CLP)、乏燃料水池或内置换料水箱的水源在严重事故工况下向堆芯蒸汽ADS1-3级门发生器发生器注水L PRHRA本文从严重事故缓解的角度,针对先进非能动压水堆核电厂,选取直接注入(DVI)管线燃料装断裂始发事故以及高压熔堆事故序列丧失主给中国煤化工包卸料坑安全壳水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序对非CNMHG CM隔离阀安全级能动系统RNS实施堆芯注水策略的有下降段RNS泵效性进行评估,同时对影响RNS堆芯注水策略实施的因素进行分析,旨为核电厂制定严重事图1分析模型示意图故管理计划提供技术支持Fig1 Schematic diagram of analy tic model448原子能科学技术第50卷热排出换热器;PRZ为稳压器;RPV为反应堆型。模型包含设置在安全壳外作为水源的压力容器CLP、两列RNS泵,以及接入DVI注水管口的RNS包含两列设备,每列包含1台RNS注水管线。在CLP中水源耗尽后,可切换泵和1台RNS热交换器,两列共用吸入母管和RNS泵从安全壳地坑取水向堆芯注水以实现排放母管,吸入母管连接在反应堆冷却剂系统堆芯的长期冷却的热管段上,而排放母管与DVI注水管口相1.2事故序列假设条件连。RNS的主要功能是从吸入母管吸入冷却根据事故序列选取的典型性原则,综合考剂,通过热交换器的冷却再从DVI注水口注回虑国内外严重事故相关研究成果,选取DⅥI管RCS,带走堆芯衰变热。但在严重事故工况下,当线断裂始发事故和LOFW始发事故进行RNSRCS压力降到RNS泵的关闭扬程(1.03MPa)以注水有效性分析。DVI管线的断裂直接导致1下时,RNS可选择不通过吸入母管从热管段取列堆芯安全注入管线的失效,是先进非能动压水与RNS热交换器换热,而直接从 IRWST、乏水堆概率安全分析(PRA)中堆芯损伤频率贡燃料水池或CLP取水,通过DⅥ1注水管口献最大的始发事故。只有当主系统压力低于RCS提供低压补水功能为堆芯冷却提供额RNS泵的关闭扬程1.03MPa时,RNS泵才能外的手段。本文在分析利用RNS向堆芯注水向堆芯注水,对于高压熔堆事故序列,在启动时采用位于安全壳外的CLP作为水源, CLP RNS前需实施RCS卸压措施。因此,选取了可注射水容积为396m3。LOFW导致的典型高压熔堆事故序列。严重在核电厂模型的基础上,增加RNS的模事故序列假设列于表1。表1严重事故序列假设Table 1 Assumption for severe accident sequenceA Ds事故序列IRWST重力再循环堆腔氢气PRHRCMT ACC水管线管线淹没管线点火器DⅤI管线断裂基准事故N14/41DVI管线断裂-RNS注水N1/2/20/20/422LOFW-RNS注水(ADS4)N0/243)/40/20/2注:1)N表示失效,Y表示有效2)n/m中m表示该系统的列数,n表示其中有效的列数3)手动开启RCS卸压当堆芯出口温度达到923K后,进入严重部件虽不具有安全功能,但仍属抗震Ⅰ类压力事故管理导则(SAMG),依据相关策略,采取严边界,这增加了RNS在严重事故中的可用性,重事故缓解措施。对于堆芯注水策略,若非在这两条事故序列中,堆腔淹没管线均有能动安全注入系统失效,则应及时确认其他可效,堆腔注水策略可在技术支持中心(TSC)人用的堆芯注水措施,若此时主系统已卸压,则可员到位之前,操纵员依据严重事故主控室导则利用RNS泵向堆芯提供低压力安全注入的功容实施,因此在堆芯出口温度达到能。操纵员可通过打开相应吸入管线的阀门、中国煤化工腔淹没管线。之后考余热排出排放隔离阀以及开启RNS泵实现这CNMHG人员到位、决策制定功能,且当注水水源耗尽,还可以切换吸入管及操纵员操作等时间,在实施不同策略之前考线从安全壳地坑取水,为堆芯提供长期可控的虑一定的时间延迟。对于DVI管线断裂事故冷却。由于RNS的部分管道在停堆冷却阶段假设堆腔淹没开启后推迟20min开启RNS注需作为一回路压力边界的一部分,这类管道与水;对于丧失主给水事故序列,由于在实施堆芯第3期李亚冰等:严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析449注水前需RCS卸压,多个缓解策略先后实施,系统压力与堆芯水位均迅速下降。在未实施考虑实际的决策与操作过程,在实施堆腔淹没堆芯注水策略的基准事故中,随着CMT与后,延迟l0min实施RCS卸压策略,并在此基ACC水源耗尽,压力容器水位不断下降(图础上,延迟30min开启RCS注水。在CLP水2b),在2405s时堆芯开始裸露,由于衰变热源接近排空时,切换RNS泵的吸入管线,从安无法排出,堆芯温度不断升高,堆芯开始熔全壳地坑取水,为堆芯提供长期冷却。SAMG化,并在6033s时熔融堆芯开始向下腔室坍中给出了RNS注水的流量曲线,当RCS压力塌,在9572s整个堆芯完全坍塌至下封头,整低于关闭扬程,RNS泵的注水流量随RCS压个熔融堆芯最终在压力容器下封头形成171t力的下降而增加,当RCS压力低于0.8MPa的熔融池。图2c中基准事故的堆芯最高温度时,RNS泵注水流量可达到525m3/h。对于曲线突降是由于堆芯完全坍塌,而不是由于RCS卸压策略,根据SAMG,采用手动开启冷却引起的ADS4级阀门实现。2976s时堆芯出口温度达到923K,考虑20min的延迟作为操纵员响应时间,在4176s2RNS堆芯注水策略有效性分析时手动开启RNS,RNS开始从CLP向堆芯注2.1DV管线破裂事故序列分析水,如图2b所示,压力容器水位迅速上升并淹表2列出DⅥI管线断裂严重事故进程。没堆芯,6735s时CLP水耗尽,切换RNS泵DⅥI管线发生破裂后,主系统的冷却剂会快从安全壳地坑向堆芯注水,实现堆芯的长期冷速向安全壳释放,主系统压力迅速下降,如图却。RNS注水之后,堆芯最高温度逐渐降低,2a所示,反应堆因主系统低压停堆,CMT与并趋于稳定,说明RNS注水有效冷却堆芯,阻ACC相继启动,堆芯水位得以维持一段时间,止了堆芯的进一步熔化,避免了堆芯向下封头由于CMT水位下降,触发ADS自动卸压,主的迁移(图2d)表2DⅥI管线断裂严重事故进程Table 2 Process of severe accident sequence for DVI line break时间/s事件基准事故RNS堆芯注水DⅤI管线断裂应堆停堆CMT启动PCCS启动安注箱启动ADS1自动启动617ADS2自动启动ADS3自动启动安注箱排空ADS4自动启动1584堆腔水位达到83英尺1)(94.82m)标高堆芯开始裸露24052405堆腔淹没启动2976RNS注水开启堆腔水位达到98英尺2)(99.39m)标高堆芯开始向下封头迁移H中国煤化工CNMHGRNS泵从安全壳地坑取水向堆芯注水6735下腔室烧干堆芯完全坍塌至下腔室注:1)83英尺为压力容器下封头焊缝所在安全壳标高2)98英尺为压力容器保温层蒸汽排出口所在安全壳标高原子能科学技术50卷口基准事故口基准事故△RNS注水△RNS注水R一活性区顶部活性区底部50020005000100001500020000时间/s时间/s3000口基准事故△RNS注水200△RNS注水250015005002000040000时间/s时间s图2DⅥI管线断裂事故下各参数随时间的变化Fig 2 Parameters ys. time under DvI line break accident分析结果表明,在DⅥI断裂事故中,通过件发生后,二次侧热阱丧失,导致堆芯升温升开启1台RNS泵实施堆芯注水,可有效终止堆压,稳压器安全阀冲开,冷却剂向安全壳隔间释芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。放。稳压器安全阀的频繁开启关闭,使一回路2.2LOHW事故序列分析压力维持在其开启整定值附近,如图3a所示。表3列出LOFW严重事故进程。始发事在未实施堆芯注水策略的基准事故中,由于假设1~4级ADS自动开启失效,主系统持续处表3IOW严重事故进程于高压状态。堆芯冷却剂得不到补充,导致压Table3 Process of severe accident sequence for lOFW力容器水位迅速下降,如图3b所示。8232s时间/s时堆芯出口温度达到923K,实施堆腔淹没,从事件基准ADs4卸压+外部冷却压力容器带走堆芯热量。至8773s事故RNS注水时,蒸汽发生器传热管发生蠕变失效,回路压主给水丧失停堆力降低至二次侧压力。之后堆芯持续得不到冷稳压器安全阀开启却最终整个堆芯全部坍塌,图3c中基准事故的PCCS启动53995399堆芯最高温度曲线因此发生突降,并在压力容堆芯开始裸露6291堆腔淹没启动82328232器下封头形成169t的熔融池,如图3d所示。堆腔水位达到83英尺标高82498249对于开启RNS的工况,当堆腔注水开启后蒸汽发生器传热管蠕变失效8773延迟10min,手动开启ADS4实施卸压,卸压ADS4级手动开启1中国煤化工32s时手动开启RNS堆腔水位达到98英尺标高103931051CNMH(于RNS泵的关闭扬RNS注水开启10632程,能向堆芯注水。压力容器水位恢复(图RNS泵从安全壳地坑取水向堆芯注水堆芯开始向下腔室迁移l1617142393b),终止了堆芯继续熔化坍塌。13236s时,下腔室烧干CLP水耗尽,切换RNS泵从安全壳地坑向堆堆芯完全坍塌至下腔芯注水,形成堆芯的长期冷却。由于丧失主给第3期李亚冰等:严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析451口基准事故口基准事故△RNS注水△RNS注水活性区下出州活性区底部50001000015000200005000100001500020000时间/s时间/s长2500口基准事故理2000△RNS注水口基准事故△RNS注水100020000400002000040000于间/s时间/s图3LOFW事故下各参数随时间的变化Fig 3 Parameters ys. time under lofw accident水事故进程较为缓慢,以及多个缓解措施相继投LOFW事故,基准事故中压力容器内氢气产量入考虑的延迟时间,在RNS注水前,堆芯已开始为484kg,而实施堆芯注水后,氢气产生量升熔化,注水实施后,堆芯最高温度逐渐降低,如图高至约519kg(图5a)。对于基准事故,由于蒸3c所示,说明堆芯得到了有效的冷却。从图3d汽发生器传热管发生蠕变失效,大部分的氢气可看岀,RNS注水并未避免堆芯向下腔室迁移通过破口释放到二次侧,因此氢气浓度较低。的发生,有29t的熔融物坍塌至下封头,但堆芯而对于RNS注水工况,压力容器内产生的氢气注水措施依然终止了堆芯的进一步熔化。随着ADS4级阀门的开启进入安全壳,又由于分析结果显示,在LOFW事故中,开启ADS4实施RNS注水,压力容器内氢气产生量增加级卸压后实施RNS堆芯注水策略,可维持堆芯有使安全壳上部隔间积累了大量氢气,峰值浓度效的冷却保持了一回路压力边界的完整性达到10%(图5b)。因此,利用RNS实施注水会引起压力容器内氢气产生量的增加,并存在3影响因素分析增加安全壳中氢气燃烧风险的可能3.1堆芯注水对产氢的影响3.2流量对堆芯注水策略的影响堆芯注水策略的一个重要的负面影响即在针对堆芯注水策略,在制定缓解策略时,除需堆芯再淹没期间,高温的锆金属与水发生剧烈确定可用的系统与注水管线,还需确定堆芯注入反应并快速产生氢气。在堆芯熔化的前期,堆的流量。SAMG的辅助计算文件CA)给出了基芯中的包壳材料尚未发生损坏,此时堆芯再淹于衰变热计算的带走堆芯衰变热所需的最小堆芯没会产生大量蒸汽与裸露的锆包壳,同时包壳注水流量曲线,用以确定堆芯注水的最低注水量。的破碎会加剧这一过程。在DVI管线断裂事田晶小溘暑进行堆芯注水,讨论注水故中,基准事故中压力容器内氢气产量为253kg中国煤化工影响。由于最小流量随而开启RNS注水后,压力容器内氢气产量升高CNMH际的可操作性计算中采至310kg(图4a)。但由于堆芯注水后,冷却剂用的流量为停堆开始至RNS泵启动的时间所对在堆芯不断蒸发,使安全壳压力与水蒸气的份应的堆芯注水最小流量,为57m3/h,远小于RNS额均高于基准事故,因此,在事故后期氢气浓度泵的设计流量。开启RNS注水后,堆芯水位缓慢反而低于基准事故下的浓度(图4b)。而对于上升,如图6a所示。由堆芯最高温度的变化可知,原子能科学技术50卷口基准事故oRNS注水兰礼出口基准事故oRNS注水100烂。赵送0400002000040000时间/s图4DVI管线断裂事故下的压力容器内产氢质量和安全壳上部大空间气体浓度Fig 4 Mass of hydrogen generated in core and gas concentrationler dvi line break accident减礼口基准事故oRNS注水誉胎口基准事故oRNS注水2200004000020000时间/s时间/s图5LOFW事故下的压力容器内产氢质量和安全壳上部大空间氢气浓度Fig 5 Mass of hydrogen generated in core and hydrogen concentrationin upper compartment under LOFW accident注水2500口最小注水流量台RNS泵注水活性区底部口最小注水流量口最小注水流量ol台RNS泵注水ol台RNS泵注水中国煤化工CNMHG图6最小注水流量工况下各参数随时间的变化Fig 6 Parameters vs. time under minimum injection rate第3期李亚冰等:严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析453低流量的注入虽维持了压力容器的水位,但对ZoU Jie, TONG Lili, CAO Xuewu. Assessment于堆芯的冷却速度却很缓慢,至约50000s左of passive containment cooling system perform右堆芯最高温度才开始下降(图6)。同时,由ance during severe accident [J]. Atomic Energy于压力容器水位上升缓慢,堆芯裸露时间长,使and Technology, 2014, 48( Suppl.)压力容器内产生更多的氢气,至367kg,增加了55kg(图6c),安全壳中氢气的浓度也有所[3]李京喜,黄高峰佟立丽等,DⅥI管线破裂始发严重事故的IR分析[].原子能科学技术,升高(图6d)2010,44(增刊):238-241利用最小堆芯注水流量能维持压力容器水LI Jingxi, HUANG Gaofeng, TONG Lili, et al位,冷却堆芯,但所需时间更长,同时会产生更多Severe accident induced by DVI line break [J]的氢气。因此在执行堆芯注水策略时,采用最小A tomic Energy Science and Technology 2010堆芯注水流量可实现堆芯冷却,但如果系统条件44(Suppl. ) 238-241 (in Chinese允许,则建议使用更高的注水流量实施堆芯注4L1Jx, TONG L, CAOXW. Effect of hydro水,以更迅速地冷却堆芯,避免额外的氢气产生。gen combustion in the primary pump com parment[J]. Nuclear Science and Techniques, 201223:369-3734结论本文针对100MWe非能动先进压水堆5] YUAN K, GUO D Q, TONG LL,etl,Ewluation of containment venting strategy via VFS核电厂,选取DⅥI管线断裂事故、典型高压熔path for advanced passive PWR NPP LJ].Pro堆事故序列LOFW,结合相应的严重事故管理gress in Nuclear Energy, 2014, 73: 102-106导则,对RNS堆芯注水策略的有效性进行了评[6]TAOJ,LIJX, TONGL L,etal. Core coolin估,并对影响RNS堆芯注水策略实施的因素进in pressurized-water reactor during water injec行了讨论,得出以下结论tion[J. Nuclear Science and Techniques, 2011)根据事故分析,RNS堆芯注水及时投22(1):60-64入,能维持堆芯充足冷却,RNS堆芯注水策略714 LBIOL T, van dOrSSelaere J P,CHAU有效可行。在高压事故序列中实施RNS堆芯search network ofexcellenceJ. Progress in Nu注水策略前需进行主系统卸压。clear Energy, 2010, 52(1): 2-102)事故分析表明,利用RNS实施堆芯注B] WINTERS J W, VIJUK R P, CUMMINS W E水策略会引起压力容器内氢气产生质量的增AP-1000 design control document, Rev. 19[R]加,有可能增加安全壳内氢气燃烧的风险USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 20113)通过最小堆芯注水流量与1台RNS泵[9] Westinghouse electric co,LLC.APl000 proba的设计流量注水的对比,在实施堆芯注水策略bilistic ris1[R].时,建议如果系统条件允许,采用更高的注水流USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 2003量实施堆芯注水[10 Westinghouse Electric Co. LLC. Development ofsevere accident management guidelines, Rev. 0参考文献R]USA: WestinIghouse Electric Co. LLC[1 TONG L L, HUANG G F, CAO X W.Simula-11 LIY, TONG L, CAOX. Influence of RCS detion of fission products behavior in severe accipressurization strategy on hy drogen risk [c]//dents for advanced passive PWR[J]. Annals ofNuclear Energy, 2015, 76: 493-50中国煤化工al conference on Nuclearn society of Mechani[2]邹杰,佟立丽,曹学武.典型严重事故非能动安CNMHG全壳冷却系统效果分析[冂].原子能科学技术,2014,48(增刊):362-368