严重事故管理导则入口条件研究

冯上任，佟立丽

(上海交通大学机械与动力工程学院，上海200240)

严重事故管理导则入口条件研究

冯上任，佟立丽

(上海交通大学机械与动力工程学院，上海200240)

严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程(EOP)向严重事故管理导则(SAMG)转换的条件，也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故(LLOCA)导致的典型低压熔堆序列，根据严重事故堆芯剧烈氧化机理，得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果表明入口集管过冷度小于0且持续十几分钟，同时慢化剂系统的状态指示慢化剂液位低于6900mm，可以作为严重事故管理的入口条件。最后，阐述了目前电厂EOP向SAMG转换的机制，并提出了改进的意见。

严重事故；严重事故管理导则；入口条件；慢化剂液位

坎杜堆核电厂主热传输系统(PHTS)由两个环路组成，每个环路由2台主泵、2台蒸汽发生器、2个入口集管、2个出口集管和连接管形成一个“8”字型结构。反应堆的堆芯组件包括：一个水平放置的排管容器，排管容器内贯穿排列着380根排管，排管通过环形定位圈与压力管固定，每个压力管内轴向分布着12个燃料棒束，每个燃料棒束由37根燃料棒组成。

坎杜业主联合会(COG)于2002年1月成立了严重事故工作组，并于2003年8 月至2006年10月开发完成了坎杜堆通用版严重事故管理导则(SAMG)，即 “COG 通用版 SAMG”。 COG通用版SAMG是COG 在总结国际上坎杜堆严重事故最新研究成果的基础上开发的一套适用于坎杜堆的通用的指导性、框架型文件。其框架和逻辑是参考西屋业主联合会(WOG)通用版 SAMG 进行开发的。各坎杜电厂在COG通用版的基础上，结合电厂的具体设计，开发出针对自身电厂的SAMG[1-2]。

SAMG的首要任务是确定严重事故的入口导则，入口导则决定着电厂从应急运行规程(EOP)向SAMG的转换。从事故预防向事故缓解的转换点应该设定在“堆芯即将损坏”或“堆芯开始损坏”之前的某个时刻。转换点的选择可能影响随后对裂变产物屏障威胁的程度和序列[3]。

严重事故管理导则技术基础报告EPRI TBR[4]确定的主要监测参数是：反应堆冷却剂系统的损坏状态，包括包壳氧化、堆芯严重损坏和多数堆芯碎片累积到安全壳中(压力容器外)。入口条件的确定是根据EPRI TBR中堆芯氧化机理，经过大量分析工作而确定的。研究表明，堆芯温度在1273～1373K时锆合金与水蒸气的反应Zr+2H2O→ZrO2+2H2较为明显。如果不及时采取措施，可能导致堆芯大面积的损坏。因此，在堆芯温度达到此温度前应该转入严重事故管理导则。

通常，西屋型压水堆严重事故管理[5]的入口条件为堆芯出口温度达到650℃。对于坎杜堆，因其电厂特性与压水堆相差很大，堆芯出口温度不再适用，一般将坎杜堆的入口条件归结为：1) 堆芯冷却的恶化；2) 大量的裂变产物释放到安全壳；3) 慢化剂温度呈现不可控增长或者慢化剂液位下降[1]。

本文选择典型的高压熔堆和低压熔堆事故序列为分析对象，研究了燃料温度、氢气的释放量和入口集管过冷度、慢化剂液位的变化特点，进而确定坎杜堆严重事故入口条件。

1 严重事故管理导则入口条件分析

为了研究入口条件应该达到何种状态，本节选取了分别代表高压熔堆和低压熔堆的失去四级电源事故和大破口失水事故进行入口条件的分析。

1.1 失去四级电源事故

失去四级电源下叠加安全系统失效可能导致堆芯严重损坏。事故分析中假设事故发生后反应堆立即停堆，失去四级电源和场内所有辅助及应急电源，PHTS环路隔离失效，主给水和辅助给水不可用，主蒸汽安全阀可用，应急堆芯冷却系统(包括高中低压安注)不可用停堆冷却系统不可用。

由图1可以看出，在事故开始阶段，由于反应堆停堆，衰变热通过主热传输系统(PHTS)向蒸汽发生器二次侧传递，因此系统压力下降。由于PHTS向蒸汽发生器二次侧的热传递导致二次侧水沸腾，二次侧压力逐渐升高导致主蒸汽安全阀(MSSVs)开启，并向安全壳外环境释放蒸汽。二次侧压力维持在MSSVs的整定值，蒸汽发生器水位由于沸腾而快速降低。当蒸汽发生器二次侧水装量耗尽后，不再作为导出PHTS热量的热阱。PHTS回路压力上升，直到达到PHTS液体释放阀(LRVs)的整定值，在此整定值附近振荡。PHTS冷却剂装量通过LRVs不断丧失，导致燃料通道干涸。同时，排管容器(CV)内慢化剂沸腾。排管(CT)和压力管(PT)逐渐升温导致PT最终破裂。PT和CT破裂导致高压冷却剂向CV快速喷放，PHTS系统压力急剧下降，慢化剂液位快速下降。入口集管温度、入口集管压力、排管容器内的慢化剂液位如图1、图2所示。

图1 入口集管温度和压力Fig.1 Temperature and Pressure of RIH

图2 慢化剂液位Fig.2 Water level of moderator

根据堆芯氧化机理研究，锆水反应变得明显的温度大约为1273～1373K。选取燃料温度持续上升并超过1300K，作为锆合金包壳与水或水蒸气相互作用明显的起点。根据图3堆芯燃料温度图可以看出，在时间点2(4.5h)时，由于传热能力降低，燃料温度逐渐升高，到时间点3(4.74h)时，燃料温度上升为1300K，开始发生锆-水反应，由图2可知，此时慢化剂液位低于6900mm。氧化反应的剧烈程度可以从是否产生氢气以及氢气的产生速率进行辅助分析。图4给出了堆芯内的氢气速率随时间的变化，可以看出在燃料温度达到1300K时所对应的时间点3之后，产氢速率已有明显升高。从图5看到时间点3时堆芯内的氢气总产量相对较少，之后氢气大量产生，因此可以说明，在时间点3剧烈的锆-水反应即将开始，如果不采取有效的缓解措施，堆芯将急剧恶化。

图3 燃料温度Fig.3 Fuel bundle temperature

图4 堆芯内的氢气产生速率Fig.4 Hydrogen production rate in the core

图5 堆芯内的氢气产生量Fig.5 Hydrogen production in the core

严重事故管理导则必须定义在事故进展期间用于诊断堆芯及电厂系统各种状态的关键参数。因此，需要对失去四级电源序列下达到堆芯剧烈氧化的状态时，热传输系统和慢化剂系统达到何状态进行详细分析。

如图1入口集管温度和入口集管压力随时间的变化曲线可知，在事故工况下PHTS入口温度和压力变化剧烈，基于“所需关键参数的数量最少，且易于判断”的原则，综合温度和压力的影响，可以通过过冷度反映堆芯丧失冷却的状态。

根据重水性质可以得到入口集管压力对应的饱和温度，将入口集管冷却剂的饱和温度减去入口集管冷却剂的实际温度就得到入口集管冷却剂的过冷度如图6所示。入口集管过冷度在时间点1(2.9h)开始小于0，说明冷却剂已经沸腾，如图2所示在这个阶段排管容器内的慢化剂液位大于6900mm，即燃料通道是被慢化剂淹没的，慢化剂可以冷却堆芯，堆芯未产生氢气(见图5)，说明堆芯未发生熔化。入口集管过冷度在时间点2(4.5h)再次小于0且在随后的事故进程中一直保持小于0。如图2所示在时间点2开始慢化剂液位低于第一排压力管的高度，时间点3排管容器内的慢化剂液位已经小于6900mm，即燃料通道已经裸露，从而失去了移出堆芯衰变热的热阱能力。从时间点2开始约十几分钟后入口集管过冷度达到时间点3(4.74h)处的值，剧烈的锆-水反应即将开始，如果不采取有效的缓解措施堆芯将急剧恶化。

图6 入口集管过冷度Fig.6 RIH subcooling margin

因此，在时间点3时，热传输系统的状态指示是：入口集管过冷度小于0且持续十几分钟；且慢化剂系统的状态指示是慢化剂液位低于6900mm，可以作为严重事故管理的入口条件。

1.2 大破口失水事故

大破口失水事故采用了应急堆芯冷却系统(ECCS)高中压安注可用，速冷有效的事故序列。事故进程中假定0s环路1在堆芯出口集管(ROH)处发生双端剪切断裂事故，同时低压安注失效，主给水、辅助给水不可用，慢化剂冷却和端屏蔽冷却不可用，停堆冷却系统不可用。同时，假设PHTS环路隔离可用，如图7所示，环路隔离阀在触发信号下动作，使得破口环路1与完好环路2隔离，导致两个环路的热工响应有所不同。

由于破口发生在环路1，因此环路1的系统压力下降比环路2快很多，当环路1的压力下降至5.5MPa时，PHTS环路隔离阀关闭。当系统压力下降至4.14MPa时，高压安注启动。由于辅助给水和停堆冷却系统失效，导致环路2的压力回升并维持在LRVs的整定值附近，后来由于压力管和排管破裂导致环路2压力急剧下降。破口环路1由于通过破口导致冷却剂大量丧失，因此首先出现干涸状态，即丧失堆芯冷却，破口环路首先到达的堆芯损伤状态。破口环路入口集管温度、入口集管压力、排管容器内的慢化剂液位分别如图8、图9所示。在图9中时间点3为慢化剂液位低于6900mm(顶部的燃料通道裸露)的时间点。

图7 环路1和环路2及环路隔离阀示意图Fig.7 Diagram of loop1，loop2 and isolation valves

图8 破口环路入口集管温度和压力Fig.8 Temperature and Pressure of RIH for the broken loop

图9 慢化剂液位Fig.9 Water level of moderator

图10 燃料温度Fig.10 Fuel bundle temperature

图11 堆芯内的氢气产生速率Fig.11 Hydrogen production rate in the core

根据图10燃料温度图可以看出，在时间点2(约8.1h)时，由于传热能力降低，燃料温度逐渐升高，到时间点3(约8.4h)，燃料温度上升为1300K，开始发生锆-水反应。其反应的剧烈程度可以从是否产生氢气以及氢气的产生速率进行辅助分析。

图11给出了堆芯内产生的氢气速率，可以看出在燃料温度达到1300K时所对应的时间点3，产氢速率已有明显升高。从图12可以看到此时堆芯内的氢气总产量相对较低，之后氢气大量产生，因此可以说明，在时间点3剧烈的锆-水反应即将开始，如果不采取有效的缓解措施堆芯将急剧恶化。因此，需要对大破口失水事故序列下达到堆芯剧烈氧化的状态时，热传输系统和慢化剂系统达到何状态进行详细分析。

图12 堆芯的氢气产生量Fig.12 Hydrogen production in the core

图13给出了入口集管冷却剂的过冷度。在LLOCA刚发生的一段时间是冷却剂喷放阶段，大量冷却剂在很短时间内从破口流出，破口环路压力急剧下降导致入口集管冷却剂的饱和温度急剧下降，因此事故发生开始的一段时间内入口集管过冷度是较大的负值。随着冷却剂快速地从破口流出，流经压力管的冷却剂流量大幅增大，此时流经燃料通道的冷却剂流量远远超过移出堆芯衰变热所需的冷却剂流量，因此入口集管冷却剂温度缓慢下降(从图8可以看出)，而冷却剂喷放过程结束后一环路压力逐渐上升，对应的入口集管冷却剂的饱和温度上升，因此出现入口集管过冷度逐渐增大的过程。随着冷却剂从破口不断流出，堆芯顶部的燃料通道压力管逐渐干涸，导致冷却剂温度急剧上升，因此入口集管过冷度急剧下降并最终持续在小于0的水平，直至排管容器爆破盘打开。随着压力管温度上升并变形膨胀导致压力管破裂或与排管接触，排管容器中的慢化剂充当移出堆芯衰变热的热阱。因此，这个阶段入口集管过冷度虽然小于0，但堆芯衰变热可以被慢化剂有效的移出，堆芯不会发生熔化，对应于图12中从时间点1到时间点2的阶段。在排管容器爆破盘打开后，慢化剂从爆破盘快速流出，在慢化剂喷放过程中堆芯衰变热被快速移出，入口集管过冷度有一个大于0的瞬变，但慢化剂喷放很快结束，堆芯衰变热的移出速率相应减慢，入口集管过冷度又重新回到小于0的水平。当慢化剂从爆破盘流出后，慢化剂液位快速下降，燃料通道裸露，从而失去了移出堆芯衰变热的所有热阱，此后入口集管过冷度持续在小于0的水平直至排管容器破裂。这个阶段失去了移出堆芯衰变热的所有热阱，如果不采取缓解措施堆芯将急剧恶化，因此，SAMG应以此阶段的时间点作为入口条件。

图13 入口集管过冷度Fig.13 Subcooling for RIH

因此，通过LLOCA事故分析在时间点3时，热传输系统的状态指示是：入口集管过冷度小于0且持续十几分钟；慢化剂系统的状态指示是慢化剂液位低于6900mm，可以作为严重事故管理的入口条件。

2 EOP向SAMG的转换

执行SAMG的目的是终止堆芯的熔化进程、维持安全壳的完整性、尽量减小放射性向环境的释放。为了从EOP及时转入SAMG，以达到最好的事故缓解效果，应该在入口集管过冷度、慢化剂水位等参数达到SAMG入口条件时，对技术支持组(TSG)的就位和SAMG的进入提出要求。EOP-001监测的关键安全参数中，除了现有EOP中要求的入口集管过冷度的行动限值之外，应该再增加行动限值小于0℃且持续十几分钟，用于指导SAMG的进入和对TSG的就位提出要求；EOP-001监测的支持参数中，除了现有EOP中要求的慢化剂液位之外，应该再增加行动限值小于6.9m，用于指导SAMG的进入和对TSG的就位提出要求。同时，应该注意监测这些参数的仪表是否能满足监测要求。

3 结论

本文主要针对坎杜堆严重事故管理导则入口条件进行研究，选取失去四级电源事故和大破口失水事故为典型算例，根据堆芯氧化状态分析得出，当入口集管过冷度小于0且持续十几分钟，并且慢化剂液位低于6900mm时剧烈的锆-水反应即将开始或者已经开始，若不采取缓解措施堆芯温度将快速上升，堆芯可能发生严重损坏。因此，以入口集管过冷度小于0且持续十几分钟，并且慢化剂液位低于6900mm作为进入坎杜堆SAMG的入口条件是适合的。

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

[2] Fluke， R.， Dinnie， K.， Chai， M. et al. Developing guidelines for severe accident management[C]. Proceedings of the 26th Annual Conference of Canadian Nuclear Society， Toronto， Canada， June 12-15， 2005.

[3] IAEA. Severe Accident Management Programmes for Nuclear Power Plants[R]. Safety Guide No.NS-G-2.15， vienna， July， 2009.

[4] EPRI. Severe Accident Management Guidance Technical Basis Report[R]. EPRI TR-101869. December， 1992.

[5] IAEA. Implementation of Accident Management Programmes in Nuclear Power Plant[R]. Safety Report Series No.32， 2004.

Study on Entry Conditions for Serve Accident Management Guideline

FENG Shang-ren，TONG Li-li

(School of Mechanical Engineering，Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China)

Entry condition for severe accident management guideline(SMAG)is the transition from plant emergency operating procedures(EOP)to severe accident management guideline. Systematic study on the entry condition is conducted based on the analysis of the severe accident sequences of the high - pressure core melt induced by loss of IV power and the low - pressure core melt induced by loss of coolant accident. According to the mechanism of the fast oxidation of the zirconium alloy cladding under severe accident sequences， the core temperature， hydrogen generation rate and hydrogen production， reactor inlet header (RIH) sub-cooling margin and water level of moderator are investigated. The analysis results show that entry condition for SAMG is RIH sub-cooling margin lower than 0℃ for more than ten minutes and the moderator level in calandria vessel lower than 6900mm. Finally， the transition from EOP to SAMG is described and some improvement suggestions are given.

severe accident； SAMG； entry condition； moderator level

2016-11-19

冯上任(1992—)，男，江西省九江市人，在读硕士研究生，现从事核能与核技术工程方面研究

佟立丽：lltong@sjtu.edu.cn

TL364+.4

A 文章编号：0258-0918(2017)01-0080-07