模块式小型堆严重事故下堆芯应急注水策略研究

王小吉 杨韵佳

（中国核动力研究设计院，四川 成都610000）

0 引言

核事故发展到严重事故的根本原因在于事故后无法及时有效地排出堆芯热量。在衰变热持续加热作用下导致堆芯材料熔化。在严重事故进程中重新建立堆芯排热路径，尽可能实现对一回路的注水，这是恢复堆芯冷却、阻止事故进一步恶化的最直接的手段。根据福岛事故后经验，国家核安全局要求我国运行和在建电厂充分考虑严重事故情况下堆芯应急注水的可能[1]，增设严重事故下堆芯应急注水措施。目前，多个运行电厂已完成一回路应急补水措施的改进，首先，改进方案中提供了严重事故情况下临时注水路径，其次，在水源方面考虑了电厂原有消防水和外部水源的可能。但对于注水策略的分析，仅依据满足停堆6小时后堆芯余热排出的需要，采用能量平衡方法确定了一回路应急补水的流量。本文将针对注水时机、注水速率等因素的影响对一回路应急注水策略进行深入研究。

1 堆芯应急补水策略关键要素分析

1.1 应急补水流量分析需求

寻找严重事故后合适的堆芯应急补水流量主要考虑以下几个方面：

首先，注水流量应能够带走堆芯衰变热并实现堆芯再淹没，缓解事故进程；其次，应避免大流量的持续注入对水源的浪费；再次，应注意堆芯再淹没带来的氢气风险；最后，因应急补水可能向堆芯注入清水，应注意堆芯重返临界的风险。

1.2 应急补水时机分析需求

寻找严重事故后合适的堆芯应急补水时机主要考虑以下几个方面：

对堆芯注水时机的限制条件主要在严重事故后期，堆芯已经干涸，此时一旦开始向干涸的堆芯注水，RCS压力可能显著增加。如果在压力容器失效时刻一回路压力依然没有降到2.0 MPa以下，可能发生高压熔融物喷射，并发生对安全壳直接加热（DCH）的风险。RCS压力增加还可能威胁IVR措施的成功实施。

2 堆芯应急补水流量分析

2.1 注水流量计算

2.1.1 事故后带走堆芯衰变热所需最小流量估算

严重事故后向堆芯注水的目的是带走堆芯衰变热，根据衰变热曲线，首先采用能量平衡的方法，计算一个供参考的带走衰变热最小注水流量如下：

图1 排出堆芯衰变热所需最小注水流量

2.1.2 注水流量程序计算

采用严重事故一体化系统程序，考虑典型的快速熔堆事故序列——波动管双端剪切断裂严重事故，计算在堆芯损坏的各个阶段堆芯注水流量对事故进程的影响。

计算不实施严重事故堆芯应急补水的波动管双端剪切断裂事故，事故进程如表1所示。

表1 波动管双端剪切事故进程

根据上一步得到的事故进程，选取5个关键的时间点（A、B、C、D、E），进行堆芯应急注水计算，注水流量采用根据衰变热估算的“排出堆芯衰变热所需最小注水流量”，5个时间点的选取理由如下：

（1）严重事故管理导则判定入口点，即堆芯出口温度达到650℃时刻（A）。

（2）在从堆芯出口温度达到650℃到堆芯熔融物跌落到下封头之间的这段事故进程中堆芯几何结构发生着显著变化，根据基本事故序列的计算结果，在这段堆芯几何形态变化最剧烈的时间段中选取两个时间点（B、C）向堆芯注水。

（3）在严重事故过程中，当堆芯熔融物开始跌落到下封头，堆芯衰变热一部分转移到下封头内，堆芯几何结构与之前的事故进程存在较大区别，因此，选择堆芯熔融物开始跌落到下封头时刻（D）。

另外，模块式小型堆的热工设计使得在低压状态下堆芯熔融物跌落到下封头后，压力容器仍能包容较长时间才会失效，所以另外再选取一个熔融物在下封头已经形成了稳定熔融池的时刻（E）。

对以上5个时间点的注水流量进行敏感性分析，分析不同注入时间下采用最小注入流量对严重事故进程的影响。事故进程见表2，堆芯活性段水位见图2～图6。

表2 各方案事故进程

图2 堆芯活性段水位（方案A）

图3 堆芯活性段水位（方案B）

图4 堆芯活性段水位（方案C）

图5 堆芯活性段水位（方案D）

图6 堆芯活性段水位（方案E）

2.2 结果分析

2.2.1 流量控制

计算结果如表3所示，在形成熔融池后（方案E）注水，采用估算的“排除衰变热最小流量”无法成功实现堆芯衰变热的长期稳定排出。根据堆芯活性段水位可以看出，此时注水已基本实现了堆芯再淹没，但是因为在堆芯坍塌到下封头后堆芯已完全丧失几何结构，事故进程具有很大的不确定性，压力容器最终还是失效了，失效时刻比不注水的基本算例晚约三万秒。

另外，虽然在堆芯坍塌到下封头之前采用“排出衰变热所需最小流量”注水均可以最终实现堆芯的再淹没和衰变热的长期稳定排出，但从注水开始到堆芯再淹没的时间较长，均在10 000 s以上。严重事故发生后，为了有利于事故的处置，我们希望能够尽早实现堆芯的再淹没。因此，对注水流量进行敏感性分析，得到了将堆芯再淹没的时间控制在一定的时间（如1小时）内的注水流量见表3。

表3 1小时内实现再淹没的堆芯注水流量

可以看出想要在注水后1小时内实现再淹没堆芯，随着堆芯损坏程度的增加所需注水流量是急速增长的。到了堆芯损坏的后期，所需注水流量约为“所需最小流量”的7倍以上才能在1小时内实现堆芯的再淹没。在堆芯再淹没成功后，可参考“排出衰变热所需最小流量”适当降低对堆芯的注水量，以期最大程度的节约水源，为事故处置的长期稳定争取更多的时间。

图7给出了波动管双端剪切断裂事故后程序计算实际所需的注水流量与“排出堆芯衰变热所需最小流量”的对比作为参考。其他失水的严重事故序列也存在着和波动管双端剪切断裂事故后堆芯几何丧失点与堆芯衰变热对应的“最小注水流量”之间的关系。

图7 波动管双端剪切断裂事故后所需注水流量

2.2.2 氢气风险

从事故产氢量的角度来看，产氢量对注水流量不敏感，对注水时间较敏感，应尽早对堆芯实施注水，在堆芯严重损坏之前向堆芯的注水流量达到“最小注水流量”即可有效控制氢气产量。

2.2.3 重返临界风险

从防止堆芯重返临界的角度来看，因为程序的限制，本文未对反应性进行专门的计算。在EPRI的技术报告[2]中对重返临界问题进行了说明，该报告中关于重返临界问题的研究结论为：在寿期初和寿期中，由于堆芯的重定位和空泡的形成，以及硼可能滞留在堆芯、下腔室内，堆芯不可能重返临界，除非大部分沉积的硼都移出堆芯。如果重返临界发生，堆芯的功率水平也比较低，会被负的空泡反馈限制。在寿期末，由于燃料内会积累较多的裂变产物，再加上堆芯的重定位和空泡的影响，即使重返临界，堆芯功率也只能达到衰变热的水平。因此，如果含硼水可用，向一回路注水时将优先使用含硼水。但是如果只有非含硼水可用，不管是防止堆芯损坏还是为了终止堆芯损坏进程，非含硼水都可以使用。可以认为重返临界的风险可以接受。如果出现了反应堆重返临界，一个可靠的处理方法是降低注水流量以增加空泡。

3 堆芯应急补水时机分析

3.1 注水时机讨论

根据2.1节的分析，在形成熔融池之后再开始向堆芯注水已经无法保证压力容器的完整性了。而且在严重事故后，一旦开始向干涸的堆芯注水，RCS压力可能显著升高，如果在压力容器失效时刻一回路压力依然没有降到2.0 MPa以下，可能发生高压熔融物喷射，并发生对安全壳直接加热（DCH）的风险。

除DCH的威胁外，由于模块式小型堆设置了堆腔注水冷却（IVR）措施，在实施IVR之后是否还可以向堆芯注水存在争议[3]，其一是IVR措施成功的一个条件是在熔融物迁移到下封头后一回路压力保持在1.0 MPa以下，其二是向堆芯注水，将使得原本干涸的压力容器内再次充满蒸汽，使得已经终止的镐水反应再次开启，在熔融物被淹没前，会有新的氢气产生，而且数量不可忽视。

因为IVR对一回路压力的限制比防止DCH的压力限值更严苛，所以，下文将讨论在保证IVR成功的前提下，堆芯应急补水的注水时机。

3.2 注水时机计算

考虑典型的高压严重事故序列——SBO叠加多重安全功能失效（计算中并未模拟应急注水后实施堆腔注水的这一过程，仅分析在应急注水后RCS关键参数的变化，最终的稳定参数能够满足保证IVR措施成功实施的要求）。

方案一：当堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动开启一列ADS 3级阀门，对一回路进行卸压，不实施一回路应急补水。

方案二：当堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动开启一列ADS 3级阀门，对一回路进行卸压，熔融物开始迁移到下封头时刻实施一回路应急补水，补水流量为25 m3/h（根据2.1节的结论，选择一个保守的较大流量）。

方案三：当堆芯出口温度达到650℃时，操纵员手动开启一列ADS3级阀门，对一回路进行卸压，熔融物开始迁移到下封头后10 000 s（未在下封头内形成稳定的熔融池）实施一回路应急补水，补水流量为25 m3/h。

事故进程见表4，各方案一回路压力如图8～图10所。

图8 一回路压力（方案一）

图9 一回路压力（方案二）

表4 事故进程

图10 一回路压力（方案三）

3.3 结果分析

根据以上计算结果可以看出，在严重事故后期，堆芯熔融物已经迁移到下封头后开始对一回路的补水并不会引起一回路压力显著变化，压力波动最高不超过0.4 MPa。这应该得益于模块式小型堆设置的自动卸压系统阀门容量足够大，可以很好的控制一回路压力波动。另外，从氢气产量可以看出，在堆芯已经坍塌到下封头之后向熔融物注水并不会引起显著的氧化产氢反应，因为事故发展到这一阶段，堆芯熔融物开始大量向下封头掉落，注水可以使得这部分熔融物被迅速淹没，不会产生更多的氢气，而暴露在水位线上的熔融物由于已丧失了几何结构，锆与水蒸气接触的面积大大的减少，因此，再次产生氢气的数量也不明显。所以，注水不会对IVR的实施造成负面影响。此外，对熔融池的顶部注水可以有效地移除衰变热，并缓解熔融池金属层的热聚焦效应，提高IVR的可靠性。

所以，即使在实施IVR的阶段，如果有注水手段，依然应该实施对堆芯的注水。

4 结论

本文针对模块式小堆的特点，分析了严重事故下堆芯应急注水路径及注水策略，得到了以下结论：

（1）根据注水流量对事故进程的影响分析，给出了更现实的注水流量曲线，可用于在实施严重事故管理导则时作为参考。参照这一注水流量曲线实现堆芯再淹没后，可减少注水到“排出衰变热所需最小流量”，以节约水源。

（2）氧化产氢风险对注水流量不敏感，对注水时机比较敏感，尽早的注水对减少总产氢量是有好处的。

（3）由于模块式小型堆设置了容量足够大的自动卸压系统，所以向干涸的堆芯注水不会导致一回路压力的显著变化。即使在实施IVR措施后恢复对堆芯的注水依然是有好处的。