快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析

武铃珺 彭欢欢 许幼幼 杜政瑀 武小莉

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610213）

0 引言

快速卸压阀作为严重事故专用卸压阀，用于严重事故中操作员手动操作， 为反应堆冷却剂系统（RCS）卸压，使低压注水手段可以注入，进而缓解堆芯熔化进程，或在没有低压注水能力时，避免压力容器（RPV）失效时处于高压状态，从而使熔融物不会在内外高压差的作用下喷射入安全壳， 规避高压熔融物喷射（HPME）风险。

快速卸压阀设计要求开启时间为严重事故中堆芯出口温度达到650 ℃，但在实际执行过程中，由于需要等待严重事故管理导则（SAMG）的动作指令，受制于事故进程条件及现场指挥人员响应等诸多因素，实现堆芯出口温度达到650 ℃立即执行阀门启动操作存在一定的不确定性。

本文以百万千瓦级压水式反应堆核电站作为研究对象， 对严重事故进程中快速卸压阀需求开启工况，在堆芯出口温度达到650 ℃后一定时间内开启的开启时间进行谱分析，研究延迟开启对卸压效果及严重事故进程的影响。

1 分析方法

1.1 分析手段

本文以在我国自主研发的百万千瓦级压水式反应堆核电站为研究对象， 使用SCDAPRELAP SIM 程序建立核电厂模型。 具体模型节点划分如图1 所示。

快速卸压系统连接于稳压器上封头，系统包括两个快速卸压系列，每个系列由一台闸阀和一台截止阀串联组成，两列快速卸压阀互为备用。 单列卸压阀门额定排量为 525 t/h（17.23 MPa 下）。

图1 核电厂模型节点图

1.2 典型高压熔堆序列

需求快速卸压阀启动工况为高压熔堆严重事故序列。 经分析，丧失全部给水叠加二次侧冷却手段丧失且中、低压安注失效事故序列，将使压力容器失效时处于较高压力状态， 堆芯熔融物喷射入安全壳，严重威胁安全壳的完整性，是较为典型的高压熔堆事故序列， 事故进程涵盖了高压熔融物喷射的重要现象，且事故序列中RCS 长期处于较高压力水平，事故进程也较全厂断电、小破口等严重事故序列发展更快。 因此，本文将以丧失全部给水叠加多重安全功能失效为基准事故序列进行快速卸压阀延迟开启计算分析。

1.3 避免HPME 现象发生的卸压标准

国际上一般以压力容器失效时RCS 压力作为评判HPME 现象是否发生的标准。本文以严重事故进程中压力容器失效时RCS 压力低于2.0 MPa 作为满足有效避免HPME 的标准，对快速卸压阀卸压效果进行评价。

2 计算结果及分析

2.1 严重事故中不开启快速卸压阀

工况0：0 s 时刻发生完全丧失给水事故， 二次侧非能动余热排出系统不可用，中、低压安注失效，仅考虑安注箱的自动投运。 主要事故进程序列如表1 所示，主要参数变化如图2 所示。

表1 完全丧失给水事故进程

丧失全部给水事件发生，二回路带热能力恶化从而导致RCS 温度、 压力迅速上升。 稳压器安全阀自动起跳， 维持RCS 压力在其开启整定值附近 （见图2（a））。RCS 冷却剂通过稳压器安全阀向安全壳排放， 安注系统无法对冷却剂丧失进行补充，堆芯逐渐裸露，堆芯出口温度不断上升，堆芯熔化不可避免。 压力容器下封头蠕变失效时RCS 压力为16.09 MPa，是典型的高压熔堆严重事故序列，存在HPME 的风险。

事故进程中，SG 二次侧排空（2 525 s）前，堆芯热量通过RCS 自然循环方式由二次侧热阱排放，通过稳压器安全阀排放的蒸汽数量有限（图2（c））。 在 SG 水装量排空后，二次侧热阱完全丧失，堆芯热量无法有效导出，RCS 内水被加热膨胀导致稳压器内水位快速上升直至满溢，此间稳压器安全阀过水（图2（c））。 而后，RCS 内冷却剂数量迅速减少， 稳压器水位显著下降（图2（c）），同时堆芯完全裸露。此状态中，压力容器内压力略高于稳压器内压力，稳压器内剩余水无法向堆芯内补充，形成高压熔堆序列中较为典型的双汽水界面现象（见图2（b）和 2（c））。

事故进程中，在堆芯熔融物掉落到下封头（5 550 s）前， 压力容器下封头内水仅通过辐射换热被加热，致使大量的液态水得以留存。 当堆芯熔融物开始向下封头掉落，炙热的堆芯熔融物将被这部分滞留在下封头内的水冷却，大量蒸汽流经堆芯区域可以带走一定的热量，因此，在初始短时间内大量熔融物坍塌后，下封头熔池体积变化减缓明显（见图2（d））。当下封头内液态水消耗殆尽，熔融物得不到有效冷却，最终导致压力容器失效（9 925 s）。

图2 完全丧失给水事故进程参数变化（工况0）

2.2 严重事故中不同时间开启快速卸压阀

为进行快速卸压阀延迟开启时间谱分析， 选取完全丧失给水严重事故序列中堆芯出口温度达到650 ℃为起点以及压力容器失效时间为终点， 每间隔10 min设立计算工况。

由于分析程序所限，无法模拟冷却剂排入安全壳后安全壳内压力变化，因此保守假设快速卸压阀排放期间安全壳压力为设计值0.52 MPa。 分析结果如表2所示。选取其中典型的工况展示主要参数变化，如图3所示。

全部丧失给水高压熔堆事故序列中在堆芯出口温度达到650 ℃开阀（工况1），此时堆芯仍有一定的水（见图3（b）），且燃料包壳温度未达到熔点（见图3（c））。 阀门开启后大量水蒸气从阀门排放使得堆芯裸露，紧接着伴随RCS 压力迅速降低使得安注箱水能够注入堆芯（见图3（b）），包壳温度下降明显（见图3（c））。 安注箱注入期间熔化进程被遏止，安注箱水排空后堆芯排热再次恶化， 包壳温度快速上升 （见图3（c）），熔化不可避免。 开阀（工况 1）与未开阀（工况 0）相比，熔融物坍塌到下封头时间推延5 450 s，RPV 失效时RCS 压力已降低到0.94 MPa， 显著避免HPME的风险。

表2 快速卸压阀延迟开启事故进程

图3 快速卸压阀延迟开启事故进程参数变化

全部丧失给水高压熔堆事故序列中延迟堆芯出口温度达到650 ℃后延迟开启快速卸压阀（工况2-9），安注箱水注入前堆芯已裸露（见图3（b）），堆芯已开始熔化（见图3（c）），部分熔融物坍塌入下封头（见图3（d）），安注箱水注入对熔融物进行冷却剂，使堆芯熔化进程得到遏止，延缓熔融物继续向下封头坍塌。 延迟开启虽未能延缓堆芯熔化起始时间， 但显著推延RPV 失效时间，从严重事故处置的角度是有利的。

严重事故进程中操作员手动开启快速卸压阀为RCS 卸压，不同开启时间对事故序列进程影响结果显示（见表2）：

（1）在压力容器失效前开启阀门，开阀时间对最终卸压效果的影响是有限的，阀门设计排量下均能够实现预防HPME 的目标。 随着阀门开启时间的延迟，最终RCS 压力略有上升，尤其是延迟时间达到60 min后（工况 7/8/9），最终RCS 压力较650 ℃开阀提高约0.6 MPa，波动浮动在可接受范围内。

（2）延迟开阀时间越晚，阀门开启到安注箱注入的时间间隔越短，这是由于事故后期衰变热逐渐降低且RCS 内冷却剂逐步减少，从而在相同排放能力下卸压速率越快。 工况1～工况4，间隔时间缩短幅度逐步降低，工况4～工况9，时间间隔稳定在一定数值内，这是由阀门的排放能力决定的， 固定的排放能力使得RCS 下降的速率存在极限，因此，阀门开启到安注箱注入的时间间隔无法无限制的缩短。

（3）延迟开阀（工况 2～工况 9）时间越晚，安注箱注入堆芯再次裸露的时间间隔越长，这是由于随着事故进程的发展，堆芯熔融物大量坍塌入下封头，堆芯活性区可冷却结构逐渐缩小，能够使冷却剂与熔融池充分接触的面积越来越少，从而安注箱注入后蒸发速率逐步减少。

（4）延迟开阀时间越晚，RPV 失效越晚（工况 2～工况 7）。 当延迟时间达到 60 min 后（工况 7/8/9），最终RPV 失效时间相近，不再有明显推延，这表明安注箱延缓堆芯熔化进程的作用是有极限的，当绝大多数熔融物已经坍塌入下封头形成熔融池，虽然有新的冷却剂注入， 但熔融物能够与冷却剂接触的面积有限，从而使冷却剂能够带走的热量被限制。

3 结论

本文以百万千瓦级核电站为对象，研究在严重事故中延迟开启快速卸压阀对事故进程和卸压效果的影响。 结果表明：

（1）阀门开启时间的延迟不影响快速卸压阀最终的卸压效果，在有效时间内开启阀门为RCS 卸压均可以实现预防HPME 的目标。

（2）在堆芯熔融物坍塌入下封头前实施卸压，安注箱水注入将直接遏止堆芯熔化进程，在有部分熔融物坍塌入下封头后实施卸压，安注箱注入将缓解堆芯熔化进程。

（3）当阀门开启时间延迟达到60 min 及以上，最终RPV 失效时间无显著差异。

综上，建议严重事故进程中实施快速卸压阀卸压应在堆芯出口温度达到650 ℃后60 min 内完成。