模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析.doc

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析 毛辉辉1陈树1邓坚1向清安1肖红2 （1.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610041； 2.环境保护部核与辐射安全中心，中国北京100082） 【摘要】以模块式小型堆为研究对象，使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列，非能动堆腔注水系统（PassiveCavityInjectionSystem,PCIS）投入后，分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程，并评价燃料棒结构状态。计算结果表明，堆芯支承板保持支撑燃料组件，堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态，PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。 关键词pcis；堆芯冷却；melcor程序 SevereidentnalysisoforeoolingbyPassiveCavityInjectionSystemforSmallModularReactor MAOHui-hui1CHENShu1DENGJian1XIANGQing-an1XIAOHong2 （1.ScienceandTechnologyonReactorSystemDesignTechnologyLaboratory,NuclearPowerInstituteofChina,ChengduSichuan,610041,China；2.NuclearandRadiationSafetyCenter,MinistryofEnvironmentProtectionofP.R.China,Beijing,100082,China） 【Abstract】ThemodelofSmallModularReactorisbuildusingMELCORcode.ThispaperanalyzescoreheatremovedprocessthroughthewallofReactorPressureVesselbyPassiveCavityInjectionSystem(PCIS),byselectingDVIdouble-cutruptureastheconservativesevereaidentsequence,anddeterminethefuelrodstate.Theresultsshowedthatcoresupportplatesupportthefuelassemblyallthetime,mostfuelrodcouldremainstanding,thecoreheatcouldberemovedthroughthewallofReactorPressureVesselbyPCIS. 【Keywords】PassiveCavityInjectionSystem；Corecooling；MELCORcode 前言 中核集团研发的模块式小型堆，在成熟的压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统和“一体化”反应堆设计技术进行研究，其安全性和经济性达到第三代核能系统技术水平的革新型压水堆。非能动堆芯冷却系统失效的严重事故进程中，堆芯裸露、温度上升后，锆包壳出现裂纹导致裂变产物气体和气溶胶释放；随着围板和成型板熔化，吊篮温度快速上升，并通过水蒸气辐射换热加热压力容器内表面，然后非能动堆腔注水冷却压力容器外表面带出堆芯热量。 堆芯热量通过辐射换热直接由非能动堆腔冷却系统带出的措施，目前应用于高温汽冷堆。高温气冷堆发生事故后，能动堆芯冷却失效时，采取非能动堆腔冷却系统（PassiveReactorCavityCoolingSystem，RCCS）带出堆芯热量，保证堆芯完好。堆芯热量通过辐射换热传递到堆芯吊篮、压力容器壁、RCCS璧面。RCCS采用大量小直径圆管以增大传热面积，但GT-MHR6001、清华高温气冷堆（HTR-10）的RCCS采用空气冷却，PBMR4002的RCCS采用水冷却。由于压水堆的自身特点，难以采取PCIS带出堆芯热量以保证堆芯完好，但是，模块式小型堆能否通过PCIS避免堆芯支承板失效、堆芯熔融物迁移到下封头。目前国内外还没有公开发表的文献对此问题进行研究。 本文以模块式小型堆为研究对象，使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列，分析PCIS投入后，堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程，并利用燃料棒失效模型评价其结构状态。 分析程序和分析模型 .1分析程序 MELCOR是一个完整的第二代系统性严重事故分析程序，由桑迪亚国家实验室（SNL）为美国核管会（NRC）开发的PSA工具，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果。本文使用MELCOR2.1版本（非常感谢环境保护部核与辐射安全中心提供了该程序的使用权），与MELCOR1.8.5相比，取消下封头（BH）模块，改进COR模块，新增乏燃料水池和高温气冷堆模拟模型。在COR模块中，新增堆芯围板和成型板、堆芯和下腔室熔融池模型、熔融池硬壳形成模型、改进下封头传热失效模型等等。 .2电厂模型 MELCOR模型模拟了一回路系统、二回路系统、自动卸压系统、非能动堆芯冷却系统和PCIS系统，节点图见图1。 Fig.1SmallModularReactorNodingDiagram 堆芯径向分为6环，第1环到第4环从内到外全为通道区域（燃料组件），第5环由通道区域（燃料组件）和旁通区域组成，第6环仅在下腔室。堆芯径向1到5环分别代表3.5、9.5、14、18、12个燃料组件。堆芯轴向划分为21段，第1到6段代表下封头，第7段代表堆芯支承板，第8、9段代表下部非活性区，第10到19段代表活性区，第20、21段代表上部非活性区。 .3燃料棒失效模型 随着燃料温度上升，包壳外表面氧化形成氧化锆包壳，氧化锆熔化温度大于锆熔化温度，因此部分熔化锆从氧化锆包壳的裂缝中释放，同时氧化锆包壳仍然保持棒状结构状态，燃料棒失效模型见图2。完整燃料棒坍塌的温度与失效时间对应关系3见表1。燃料棒失效机理为氧化包壳熔化导致失效或者下部支撑结构失效。 分析方法 选取保守的事故序列，即安注管线双端剪切断裂严重事故，并假设IRWST出口隔离阀没有开启导致非能动堆芯冷却系统没有投入，因此仅考虑堆芯补水箱、安注箱和PCIS成功投入、冷却堆芯。由于安注管线双端剪切断裂，因此仅有一个堆芯补水箱和安注箱可以进入压力容器，同时由于破口位置较低（位于堆芯上部非活性区），压力容器内的水装量将大量丧失，因此堆芯热量带出的唯一方式是PCIS冷却压力容器壁。 Fig.2TheFuelrodDegradationModel 根据衰变热计算PCIS流量,假设注水入口温度为50，出口温度为95，考虑裂变产物和气溶胶挥发时，PCIS流量从事故后2小时的64m3/h递减到事故后4小时的403/h及事故后20小时的303/h。本文中假定PCIS初始注水流量为45m3/h，递减到事故后20小时的30m3/h。 PCIS投入时间最晚应该在压力容器内壁面温度快速上升之前，考虑到压力容器的淹没时间约0.15小时（堆腔注水区域的压力容器与保温层之间水体积约6.5m3,假设初始注水流量45m3/h），因此PCIS投入时间最晚应该在吊篮温度快速上升之前。堆芯出口温度达到650时或则更早时间投入PCIS，可以更早冷却较热的压力容器壁面、尽可能减少堆芯熔化份额和降低堆芯支承板峰值温度。因此，本文假设堆芯出口温度达到650时，PCIS投入。 分析结果 .1堆芯结构状态 径向环1、2（13组燃料组件）上部非活性区及活性区的4/5包壳熔化、燃料坍塌，径向环1、2活性区下部1/5及周围44组燃料组件的燃料棒保持棒状结构状态。径向环1和2部分包壳节点温度见图3。 围板上部4/5熔化，成型板中间3/5熔化、两端各1/5没有熔化。熔化的围板和成型部分进入下封头。 堆芯活性区中间的吊篮温度最大,其内、外表面温见图4，从图可知内、外表面都没有达到熔化温度，且缓慢下降。 堆芯支承板的温度见图5，从图可知，堆芯支承板温度约在15小时达到峰值1060后开始下降，堆芯支承板没有失效，保持支撑上部的燃料组件。 综上所述，堆芯熔化前和熔化后的结构状态见图6。 .2下封头状态 仅有部分熔化的围板和成型进入下封头。下封头水位和水质量见图7，可知事故后20小时内下封头内仍然有水，只是在不断减少。 3.3PCIS带热量 堆芯衰变热和PCIS带出热量见图8，从图可知，事故后2.1小时吊篮温度快速增加（图4）、2.3小时压力容器内壁面温度快速上升，因此事故后2.5小时PCIS带出热量快速增加，事故后10小时CIS带出热量和堆芯衰变热接近。 结论 本文使用MELCOR程序分析非能动堆腔注水冷却堆芯过程，重要结论如下： （1）堆芯中心13组燃料组件的包壳熔化、燃料坍塌，周围44组燃料组件包壳保持棒状结构状态； （2）堆芯支承板在事故后约15小时达到峰值温度1060，其后开始下降，堆芯支承板没有失效，始终支撑着上部的燃料组件； （3）事故后20小时内下封头内仍然有水，只是在不断减少； （4）PCIS投入后，逐步带出堆芯热量，事故后10小时PCIS带出热量和堆芯衰变热接近，完全实现堆腔注水冷却堆芯。 参考文献 Nizhen,PrismaticModularReactoranalysiswithMELCORD.TexasA&MUniversity,Decemberxx JamesRobertcorson,JR,DevelopmentofMELCORinputtec