模塊式小型堆非能動(dòng)堆腔注水冷卻堆芯的嚴(yán)重事故分析

1、模塊式小型堆非能動(dòng)堆腔注水冷卻堆芯的嚴(yán)重事故分析-科技創(chuàng)新論文模塊式小型堆非能動(dòng)堆腔注水冷卻堆芯的嚴(yán)重事故分析 毛輝輝1陳樹1鄧堅(jiān)1向清安1肖紅2 （1. 中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，四川 成都 610041； 2.環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，中國(guó) 北京 100082） 【摘要】以模塊式小型堆為研究對(duì)象，使用MELCOR程序建立了電廠模型。選取安注管線雙端剪切斷裂嚴(yán)重事故為保守事故序列，非能動(dòng)堆腔注水系統(tǒng)（Passive Cavity Injection System ,PCIS）投入后，分析堆芯熱量通過吊籃和壓力容器壁進(jìn)入堆腔水的傳熱過程，并評(píng)價(jià)燃料棒結(jié)構(gòu)狀態(tài)。計(jì)算結(jié)

2、果表明，堆芯支承板保持支撐燃料組件，堆芯大部分燃料組件包殼保持棒狀結(jié)構(gòu)狀態(tài)，PCIS冷卻壓力容器外壁面帶出堆芯熱量實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻。 關(guān)鍵詞PCIS；堆芯冷卻；MELCOR程序 Severe ccident nalysis of ore ooling by Passive Cavity Injection System for Small Modular Reactor MAO Hui-hui1CHEN Shu1DENG Jian1XIANG Qing-an1XIAO Hong2 （1. Science and Technology on Reactor System Design Technol

3、ogy Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu Sichuan, 610041, China；2. Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environment Protection of P.R. China, Beijing, 100082, China） 【Abstract】The model of Small Modular Reactor is build using MELCOR code. This paper analyzes core heat re

4、moved process through the wall of Reactor Pressure Vessel by Passive Cavity Injection System(PCIS), by selecting DVI double-cut rupture as the conservative severe accident sequence, and determine the fuel rod state. The results showed that core support plate support the fuel assembly all the time, m

5、ost fuel rod could remain standing, the core heat could be removed through the wall of Reactor Pressure Vessel by PCIS. 【Key words】Passive Cavity Injection System；Core cooling；MELCOR code 前言 中核集團(tuán)研發(fā)的模塊式小型堆，在成熟的壓水堆核電技術(shù)的基礎(chǔ)上，采用“非能動(dòng)”的安全系統(tǒng)和“一體化”反應(yīng)堆設(shè)計(jì)技術(shù)進(jìn)行研究，其安全性和經(jīng)濟(jì)性達(dá)到第三代核能系統(tǒng)技術(shù)水平的革新型壓水堆。非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)失效的嚴(yán)重事故進(jìn)程中，

6、堆芯裸露、溫度上升后，鋯包殼出現(xiàn)裂紋導(dǎo)致裂變產(chǎn)物氣體和氣溶膠釋放；隨著圍板和成型板熔化，吊籃溫度快速上升，并通過水蒸氣輻射換熱加熱壓力容器內(nèi)表面，然后非能動(dòng)堆腔注水冷卻壓力容器外表面帶出堆芯熱量。 堆芯熱量通過輻射換熱直接由非能動(dòng)堆腔冷卻系統(tǒng)帶出的措施，目前應(yīng)用于高溫汽冷堆。高溫氣冷堆發(fā)生事故后，能動(dòng)堆芯冷卻失效時(shí)，采取非能動(dòng)堆腔冷卻系統(tǒng)（Passive Reactor Cavity Cooling System，RCCS）帶出堆芯熱量，保證堆芯完好。堆芯熱量通過輻射換熱傳遞到堆芯吊籃、壓力容器壁、RCCS璧面。RCCS采用大量小直徑圓管以增大傳熱面積，但GT-MHR 6001、清華高溫氣冷堆

7、（HTR-10）的RCCS采用空氣冷卻，PBMR4002的RCCS采用水冷卻。由于壓水堆的自身特點(diǎn)，難以采取PCIS帶出堆芯熱量以保證堆芯完好，但是，模塊式小型堆能否通過PCIS避免堆芯支承板失效、堆芯熔融物遷移到下封頭。目前國(guó)內(nèi)外還沒有公開發(fā)表的文獻(xiàn)對(duì)此問題進(jìn)行研究。 本文以模塊式小型堆為研究對(duì)象，使用MELCOR程序建立了電廠模型。選取安注管線雙端剪切斷裂嚴(yán)重事故為保守事故序列，分析PCIS投入后，堆芯熱量通過吊籃和壓力容器壁進(jìn)入堆腔水的傳熱過程，并利用燃料棒失效模型評(píng)價(jià)其結(jié)構(gòu)狀態(tài)。 分析程序和分析模型 .1分析程序 MELCOR是一個(gè)完整的第二代系統(tǒng)性嚴(yán)重事故分析程序，由桑迪亞國(guó)家實(shí)驗(yàn)室

8、（SNL）為美國(guó)核管會(huì)（NRC）開發(fā)的PSA工具，能模擬輕水堆嚴(yán)重事故進(jìn)程的主要現(xiàn)象，并能計(jì)算放射性核素的釋放及其后果。本文使用MELCOR 2.1版本（非常感謝環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心提供了該程序的使用權(quán)），與MELCOR 1.8.5相比，取消下封頭（BH）模塊，改進(jìn)COR模塊，新增乏燃料水池和高溫氣冷堆模擬模型。在COR模塊中，新增堆芯圍板和成型板、堆芯和下腔室熔融池模型、熔融池硬殼形成模型、改進(jìn)下封頭傳熱失效模型等等。 .2電廠模型 MELCOR模型模擬了一回路系統(tǒng)、二回路系統(tǒng)、自動(dòng)卸壓系統(tǒng)、非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)和PCIS系統(tǒng)，節(jié)點(diǎn)圖見圖1。 Fig.1 Small Modular Re

9、actor Noding Diagram 堆芯徑向分為6環(huán)，第1環(huán)到第4環(huán)從內(nèi)到外全為通道區(qū)域（燃料組件），第5環(huán)由通道區(qū)域（燃料組件）和旁通區(qū)域組成，第6環(huán)僅在下腔室。堆芯徑向1到5環(huán)分別代表3.5、9.5、14、18、12個(gè)燃料組件。堆芯軸向劃分為21段，第1到6段代表下封頭，第7段代表堆芯支承板，第8、9段代表下部非活性區(qū)，第10到19段代表活性區(qū)，第20、21段代表上部非活性區(qū)。 .3燃料棒失效模型 隨著燃料溫度上升，包殼外表面氧化形成氧化鋯包殼，氧化鋯熔化溫度大于鋯熔化溫度，因此部分熔化鋯從氧化鋯包殼的裂縫中釋放，同時(shí)氧化鋯包殼仍然保持棒狀結(jié)構(gòu)狀態(tài)，燃料棒失效模型見圖2。完整燃料棒坍

10、塌的溫度與失效時(shí)間對(duì)應(yīng)關(guān)系3見表1。燃料棒失效機(jī)理為氧化包殼熔化導(dǎo)致失效或者下部支撐結(jié)構(gòu)失效。 分析方法 選取保守的事故序列，即安注管線雙端剪切斷裂嚴(yán)重事故，并假設(shè)IRWST出口隔離閥沒有開啟導(dǎo)致非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)沒有投入，因此僅考慮堆芯補(bǔ)水箱、安注箱和PCIS成功投入、冷卻堆芯。由于安注管線雙端剪切斷裂，因此僅有一個(gè)堆芯補(bǔ)水箱和安注箱可以進(jìn)入壓力容器，同時(shí)由于破口位置較低（位于堆芯上部非活性區(qū)），壓力容器內(nèi)的水裝量將大量喪失，因此堆芯熱量帶出的唯一方式是PCIS冷卻壓力容器壁。 Fig.2The Fuel rod Degradation Model 根據(jù)衰變熱計(jì)算PCIS流量,假設(shè)注水入口溫

11、度為50，出口溫度為95，考慮裂變產(chǎn)物和氣溶膠揮發(fā)時(shí)，PCIS流量從事故后2小時(shí)的64m3/h遞減到事故后4小時(shí)的403/h及事故后20小時(shí)的303/h。本文中假定PCIS初始注水流量為45m3/h，遞減到事故后20小時(shí)的30m3/h。 PCIS投入時(shí)間最晚應(yīng)該在壓力容器內(nèi)壁面溫度快速上升之前，考慮到壓力容器的淹沒時(shí)間約0.15小時(shí)（堆腔注水區(qū)域的壓力容器與保溫層之間水體積約6.5m3,假設(shè)初始注水流量45m3/h），因此PCIS投入時(shí)間最晚應(yīng)該在吊籃溫度快速上升之前。堆芯出口溫度達(dá)到650時(shí)或則更早時(shí)間投入PCIS，可以更早冷卻較熱的壓力容器壁面、盡可能減少堆芯熔化份額和降低堆芯支承板峰值溫

12、度。因此，本文假設(shè)堆芯出口溫度達(dá)到650時(shí)，PCIS投入。 分析結(jié)果 .1堆芯結(jié)構(gòu)狀態(tài) 徑向環(huán)1、2（13組燃料組件）上部非活性區(qū)及活性區(qū)的4/5包殼熔化、燃料坍塌，徑向環(huán)1、2活性區(qū)下部1/5及周圍44組燃料組件的燃料棒保持棒狀結(jié)構(gòu)狀態(tài)。徑向環(huán)1和2部分包殼節(jié)點(diǎn)溫度見圖3。 圍板上部4/5熔化，成型板中間3/5熔化、兩端各1/5沒有熔化。熔化的圍板和成型部分進(jìn)入下封頭。 堆芯活性區(qū)中間的吊籃溫度最大,其內(nèi)、外表面溫見圖4，從圖可知內(nèi)、外表面都沒有達(dá)到熔化溫度，且緩慢下降。 堆芯支承板的溫度見圖5，從圖可知，堆芯支承板溫度約在15小時(shí)達(dá)到峰值1060后開始下降，堆芯支承板沒有失效，保持支撐上部

13、的燃料組件。 綜上所述，堆芯熔化前和熔化后的結(jié)構(gòu)狀態(tài)見圖6。 .2下封頭狀態(tài) 僅有部分熔化的圍板和成型進(jìn)入下封頭。下封頭水位和水質(zhì)量見圖7，可知事故后20小時(shí)內(nèi)下封頭內(nèi)仍然有水，只是在不斷減少。 3.3PCIS帶熱量 堆芯衰變熱和PCIS帶出熱量見圖8，從圖可知，事故后2.1小時(shí)吊籃溫度快速增加（圖4）、2.3小時(shí)壓力容器內(nèi)壁面溫度快速上升，因此事故后2.5小時(shí)PCIS帶出熱量快速增加，事故后10小時(shí)CIS帶出熱量和堆芯衰變熱接近。 結(jié)論 本文使用MELCOR程序分析非能動(dòng)堆腔注水冷卻堆芯過程，重要結(jié)論如下： （1）堆芯中心13組燃料組件的包殼熔化、燃料坍塌，周圍44組燃料組件包殼保持棒狀結(jié)構(gòu)

14、狀態(tài)； （2）堆芯支承板在事故后約15小時(shí)達(dá)到峰值溫度1060，其后開始下降，堆芯支承板沒有失效，始終支撐著上部的燃料組件； （3）事故后20小時(shí)內(nèi)下封頭內(nèi)仍然有水，只是在不斷減少； （4）PCIS投入后，逐步帶出堆芯熱量，事故后10小時(shí)PCIS帶出熱量和堆芯衰變熱接近，完全實(shí)現(xiàn)堆腔注水冷卻堆芯。 參考文獻(xiàn) Ni zhen, Prismatic Modular Reactor analysis with MELCORD. Texas AM University, December 2008 James Robert corson, JR, Development of MELCOR input techniques for Hight