二代改進型核電廠嚴重事故下一回路卸壓時機敏感性研究

種毅敏，楊志義，石雪垚，張佳佳，李 春，倪 曼，徐雨婷

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京100082；2.中國核電工程有限公司，北京100840）

高壓熔堆可能導致的高壓熔融物噴射（HPME）和安全殼直接加熱（DCH）是嚴重事故下威脅安全殼完整性的重要現象，一回路卸壓是目前防止高壓熔堆發生的主要手段，一回路壓力處于低壓狀態，便于實施一回路注水，實現堆芯余熱的帶出，從而緩解嚴重事故的后果。因此，一回路卸壓是嚴重事故管理的重要內容［1-3］。

福島核事故后，為提升國內核電廠嚴重事故的應對能力，在核安全監管當局的要求下，所有核電廠均編制了嚴重事故管理導則（SAMG）［4］。然而，在國內二代改進型核電廠的SAMG中，不同核電廠對一回路卸壓的實施時機規定并不相同。為研究不同卸壓時機對緩解嚴重事故效果的影響，本文基于典型二代改進型核電廠SAMG演練工況，使用一體化計算程序MAAP4進行了敏感性分析。相關結果表明，在進入SAMG后盡快實施一回路卸壓，對于緩解嚴重事故有更好的效果，相關結論為同類型核電廠SAMG的編制有重要的借鑒意義。

1 SAMG中對一回路卸壓的規定

三哩島核事故后，為滿足美國核管會（NRC）關于嚴重事故管理的要求［5］，西屋公司于1994年完成了通用的WOG SAMG，每個核電廠可以在此基礎上開發特定電廠的SAMG［6］，WOG SAMG框架后來成為世界范圍內應用最為廣泛的SAMG。如圖1所示，導則包括主控室使用部分和技術支持中心（TSC）使用部分。主控室使用部分包括TSC人員未到位時的初始響應導則（SACRG-1）和TSC人員到位后的處理導則（SACRG-2）。TSC使用部分則包括初始階段嚴重事故的診斷（DFC）和處理導則（SAG）、安全屏障受到嚴重威脅時的診斷（SCST）和處理導則（SCG）、嚴重事故緩解后的長期監督和出口導則（SAEG）3個部分。由于壓水堆核電廠嚴重事故現象和措施基本類似，WOG SAMG已經被國際壓水堆核電廠所廣泛采用，包括CANDU［7］、VVER［8］、AP1000等，經適用性分析，國內二代改進型核電廠SAMG開發時也基于WOG SAMG框架。

SAMG中對一回路卸壓的規定主要在SACRG-1和DFC中，SACRG-1主要應對一些發展進程較快的事故，在TSC就位之前實施這些操作以避免事故的進一步惡化，一旦主控室根據SACRG-1檢測到TSC就位，則不再執行此導則。TSC根據DFC的參數實施嚴重事故的診斷，根據整定值判斷進入不同的處理導則（SAG），不同處理導則的次序根據重要度排序，進入一回路卸壓處理導則的診斷參數為一回路壓力。

圖1 WOG SAMG的構成與實施流程Fig.1 The structure and process of WOG SAMG

2 方家山核電廠SAMG演練場景

方家山核電廠為我國典型的二代改進型核電廠，SAMG中SACRG-1及DFC對一回路卸壓的規定如表1和圖2所示。

表1 方家山核電廠SAMG SACRG-1中一回路卸壓策略Table 1 RCS depressurization strategy in Fangjiashan NPP SAMG SACRG-1

圖2 方家山核電廠SAMG DFC中一回路卸壓策略Fig.2 RCS depressurization strategy in Fangjiashan NPP SAMG DFC

表2 方家山核電廠SAMG演習場景事故進程Table 2 The SAMG drill scenario in Fangjiashan NPP

在方家山核電廠SAMG實際演練中，事故情景為地震導致全廠斷電，汽動輔助給水泵啟動失效，堆芯熱量無法導出而導致嚴重事故，事故進程如表2所示。由于演習時TSC已就位，SACRG-1執行到第4步即執行SAG，SAG-1向蒸汽發生器注水的失敗，再執行SAG-2對一回路卸壓，從進入SAMG到最終執行對一回路卸壓動作延遲了40min，一回路卸壓較晚，導致注水恢復時堆芯已部分熔化至下封頭，不能保持堆芯可冷卻幾何形狀（計算工況4），最終可能造成反應堆壓力容器（RPV）的失效。

在有些二代改進型核電廠中，為盡早的實現卸壓，在SACRG-1中將一回路卸壓操作置于TSC就位步驟之前，在DFC中將一回路卸壓導則作為SAG-1。根據核電廠SAMG實際演練情況，這樣可以實現電廠進入SAMG后0～10min內實現降壓，如果SACRG-1中未能執行此操作，將一回路卸壓導則作為SAG-1，也可實現進入SAMG后30min完成一回路降壓操作（表2）。本文通過計算分析，比較了上述幾種不同卸壓時機對事故緩解效果的影響。

3 一回路卸壓時機敏感性分析

3.1 工況選取

為了對演習場景中的事故進程進行驗證，同時對一回路執行卸壓操作進行敏感性分析，本文根據進入SAMG后不同時刻進行卸壓操作，選取了以下4個工況進行分析，這4個工況的事故初始假設均與演習場景中的一致，其中工況4為演習場景的事故序列。

工況1：進入SAMG后立即執行一回路卸壓（SACRG-1中立即操作）；

工況2：進入SAMG后延遲10min執行一回路卸壓（SACRG-1中保守考慮一定延遲后操作）；

工況3：進入SAMG后延遲30min執行一回路卸壓（作為SAG-1操作）；

工況4：進入SAMG后延遲40min執行一回路卸壓（實際演習場景）。

表3 4種計算工況的事故進程Table 3 The accident process of 4simulation conditions

3.2 分析方法與假設

本文計算采用嚴重事故一體化分析程序MAAP4，該程序由美國電力研究院（EPRI）資助開發的專門用于核電廠嚴重事故計算的程序，包含了壓水堆核電廠在假想的嚴重事故期間可能發生的許多重要的熱工水力現象和裂變產物現象的模型?？梢阅M的現象包括一回路的熱工水力、燃料包殼和水反應、堆芯升溫／熔化／遷移、安全殼熱工行為、熔融堆芯-混凝土相互作用、氫氣燃燒、裂變產物釋放／輸運／沉降等。MAAP程序是國際上最為通用的嚴重事故計算程序之一，可以有效模擬一回路卸壓和注水對堆芯冷卻的影響。

本次計算中假設：

（1）方家山核電廠演練中從進入SAMG到執行一回路卸壓延遲40min，考慮到導則的執行流程和電廠管理流程，這一延遲時間是合理的。

（2）計算分析只模擬到實施SAG-3一回路注水處理導則，對之后的事故進程，如放射性釋放和安全殼響應等沒有進一步分析。

3.3 計算結果

表3給出了4種不同計算工況的重要事故現象時間節點。

圖3～圖6分別給出了以上4個工況堆芯出口溫度、壓力容器水位、安注箱注入流量、堆芯熔融物質量的變化曲線。由計算結果可以看出：

工況1在事故后126min進入SAMG后立即開始卸壓，安注箱經過一段時間間歇注入后在165min淹沒堆芯，堆芯出口溫度開始下降，由于沒有持續注入冷卻水，在210min上升至350℃以上。

工況2在126min進入SAMG后，136min開始卸壓，145.4min安注箱開始注入，但由于此時堆芯過熱，對過熱堆芯注水產生大量水蒸氣，造成一回路壓力與安注箱壓力交替下降，安注箱間歇注入，持續時間較長，并且在這個過程中堆芯一直沒有被完全淹沒（此現象有一定的不確定性，并非在這個時刻卸壓一定無法完全淹沒堆芯），堆芯出口溫度大部分時間保持在350℃以上，整個過程中堆芯熔融物質量沒有上升。

工況3在126min進入SAMG后，156min開始卸壓，164min安注箱開始注入，在176min完全淹沒堆芯，完全淹沒堆芯后，堆芯出口溫度下降，由于沒有持續的冷卻水注入，在250min上升至350℃。整個過程中堆芯熔融物質量在緩慢上升。

對于方家山核電廠嚴重事故場景中的事故序列（工況4），在166min（延遲40min）開啟卸壓后，部分堆芯熔融物跌落至下封頭，堆芯熔融池逐漸形成（圖6），由于堆芯熔融物對下封頭的加熱以及沒有持續的水注入，壓力容器在事故后209min失效。從計算結果看出，方家山核電廠SAMG演練場景中延遲40min對一回路卸壓和注水，不利于實現對堆芯的冷卻。

3.4 結果分析

從卸壓時機來看，對于目前方家山核電廠SAMG演練的工況，延遲40min卸壓由于堆芯已經形成熔池，繼續執行一回路卸壓和注水操作不能實現堆芯的冷卻，導致這一后果的原因是從進入SAMG到執行SAG-2卸壓時間間隔太久。根據工況1～工況3的計算結果，適當的調整一回路卸壓處理導則的次序，使卸壓操作的時間提前，可以實現堆芯冷卻，達到阻止嚴重事故進程的目的，而且卸壓操作時間越早，對事故進程緩解越有利。

綜上所述，結合方家山核電廠SAMG現場演練的場景和計算結果，對方家山SAMG提出了以下建議：

圖3 堆芯出口溫度隨時間變化曲線Fig.3 The temperature at core outlet

（1）調整一回路卸壓操作的時間，保證進入SAMG后盡快實現一回路卸壓；

圖4 壓力容器水位隨時間變化曲線Fig.4 The water level in reactor pressure vessel

（2）針對不同嚴重事故工況，建議對SAG-1和SAG-2執行順序進行敏感性分析，合理配置。

圖5 安注箱流量隨時間變化曲線Fig.5 The water flow of the accumulator

圖6 堆芯熔融物質量隨時間變化曲線Fig.6 The mass of molten core

4 總結

國內二代改進型核電廠一回路卸壓是嚴重事故緩解的重要手段，在方家山核電廠SAMG實際演練中，一回路卸壓時間相對較晚，經分析發現可能導致不能實現堆芯冷卻和終止堆芯的繼續惡化。本文分析了不同卸壓時機對于事故進程的影響，使用一體化嚴重事故分析程序，分別計算了進入SAMG后立即卸壓、延遲10min卸壓和延遲30min卸壓對堆芯狀態的影響、堆芯溫度的變化情況，以及向一回路注水的效果。經過分析比較，建議對方家山核電廠SAMG進行一定調整，以便實現一回路的盡快卸壓，保證在堆芯保持較完整幾何形狀前進行注水，實現堆芯的冷卻。

本文相關分析結果可為相同類型核電廠SAMG開發過程提供一定的參考，具有重要的借鑒意義。

［1］ USNRC，“Severe Accident Risks：An Assessment for Five U.S.Nuclear Plants”，NUREG-1150，Final Report，December 1990.

［2］ OECD，“Status of Direct Containment Heating in CSNI Member Countries”，CSNI Report 153，March 1989.

［3］ B De Boeck，Prevention and mitigation measures to ensure containment integrity，Nuclear Engineering and Design，209，Issues 1-3，2001，Pages 147-154.

［4］ 國家核安全局，國家發展改革委，財政部，等.核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標，2012.

［5］ USNRC，“Severe Accident Issue Closure Guidelines”，NEI 91-04，Rev 1，December 1994.

［6］ Westinghouse，WOG SAMG.1994.

［7］ Nguyen T，Jaitly R，Dinnie K，et al.Development of severe accident management guidance（SAMG）for the Canadian CANDU 6nuclear power plants［J］.Nuclear Engineering and Design，2008，238（4）：1093-1099.

［8］ Khabensky V B，Granovsky V S，Bechta S V，et al.Severe accident management concept of the VVER-1000and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher［J］.Nuclear Engineering and Technology，2009，41（5）：561-574.