2008Vol42(11)压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
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２卷第１ １期 第４ ０ ０ ８年１ １月 ２
原
子
能
科
学
技
术
Ｖ ｏ ｌ ． ４ ２， Ｎ ｏ ． １ １ Ｎ ｏ ｖ ． ２ ０ ０ ８
Ａ ｔ ｏ ｍ ｉ ｃＥ ｎ ｅ ｒ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅａ ｎ ｄＴ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙＳ ｇ ｙ
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
张龙飞 ， 张大发 ， 徐金良
蒸汽发生器满功率运行水位 （ ｍ）
３） 安注箱内液相体积 （ ｍ
安注箱投入压力 （ ） ＭＰ ａ 燃料组件数 （ 盒） 燃料组件类型 燃料组件有效长度 （ ｍ）
３） 稳压器总容积 （ ｍ ３） 安全壳内自由空间 （ ｍ
其 中， 反 应 堆 节 点 划 分 较 为 详 细， 堆芯内
１ 研究对象及模型
保留了 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５程序热工水力学计算的全部 功能 。 其中 ， Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ 程序除可精确模拟堆芯燃 料、 包壳 、 定位格架等部件在严重事故瞬态过程 中的 行 为 特 性 外 ， 还包含有专用的二维有限元 ； 不但能够计算堆 下封头分析模 型 （ Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ） 芯碎 片 床 和 下 封 头 的 温 度 分 布 及 升 温 过 程 ， 还 能预测压力容器下封头失效的位置和时间 。 本工作采用 Ｒ ／ ／ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ Ｓ Ｉ Ｍ ＭＯ Ｄ ３ ． ４ 程序 ， 建立一详细的严重事故分析 模型 ， 分别计 算发生全厂断 电 事 故 时 堆 芯 在 低 压 （ 考虑稳压 器波动管的蠕变失效 ， 非能动安注箱有动作 ） 和 并对计算结果进行分析 ， 以 高压下的损坏进程 ， 提出对严重事故的缓解措施 。
（ 犇 犲 犪 狉 狋 犿 犲 狀 狋 狅 狌 犮 犾 犲 犪 狉犛 犮 犻 犲 狀 犮 犲犪 狀 犱犈 狀 犻 狀 犲 犲 狉 犻 狀 犖 犪 狏 犪 犾犝 狀 犻 狏 犲 狉 狊 犻 狋 狀 犻 狀 犲 百度文库 狉 犻 狀 犠 狌 犺 犪 狀４ ３ ０ ０ ３ ３， 犆 犺 犻 狀 犪） 狆 犳犖 犵 犵， 狔狅 犳犈 犵 犵，
１ ５ ７ 盒燃料组件沿径向由 内 向 外 划 分 为 ５ 个 通 道， 每 个 通 道 的 燃 料 组 件 数 分 别 为 ５、 ２ ０、 ３ ６、 ６ ０、 ３ ６ 盒 。 每根燃料元件 沿 径 向 划 分 为 ５ 个 节 块， 沿轴向划分为 １ ０ 个节块 。 为模拟堆芯在失 去几 何 形 状 情 况 下 的 冷 却 剂 流 道 变 化， 模型的 建立考虑了各通道的流量交混 。 为准确地预测碎片床在下腔室的定位以及 下封 头 的 升 温 与 蠕 变 失 效 过 程 ， 建立了二维有 限 元 下 封 头Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ分 析 模 型 。 Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ的
参考对象是西屋公司设计的 ３ 环路压水堆 核电厂 ， 即瑞典的 Ｒ ｉ ｎ ｈ ａ ｌ ｓ电 厂 。 堆 的 功 率 水 ｇ 回路布置与我国大亚湾核电厂较接近 ， 每条 平、 冷却剂 环 路 包 括 １ 台 立 式 Ｕ 型 管 自 然 循 环 蒸 汽发生 器 （ 和１台主冷却剂泵及其相应的 Ｓ Ｇ） 安 装 １ 台 稳 压 器。 管道 。 在其中 １ 条 环 路 上 ， 参考对象的计算模型及主要设备相对位置示于 主要参数列于表 １。 图 １，
。 然而 ， 从目前国 际
看， 为 得 到 一 保 守 结 果， 几乎
收稿日期 ： 修回日期 ： ２ ０ ０ ７ ０ ５ １ ７； ２ ０ ０ ７ ０ ８ ０ ９ 作者简介 ： 张龙飞 （ ， 男， 河南泌阳人 ， 讲师 ， 博士 ， 核能科学与工程专业 １ ９ ７ ９—）
第１ 压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 １期 张龙飞等 ：
原子能科学技术 第４ ２卷 表 ２ 主要事件序列 犜 犪 犫 犾 犲２ 犜 犻 犿 犻 狀 犳 狊 犻 狀 犻 犳 犻 犮 犪 狀 狋 犲 狏 犲 狀 狋 狊 犵狅 犵
事件发生时间／ ｓ 主要事件 低压熔堆 高压 缓解 措施 ０ １ ４７ ７ ０ ７２ ２ １ ８８ ８ ０ １ １０ ０ ３ １ ０６ ２ ０ １ ０６ ４ ０ １ ２８ ９ ５ １ ３０ ５ ２ １ ３７ ３ ２ １ ５９ ３ ９ １ ９９ １ ４ ２ ０１ ９ ８ ２ ４９ ６ ２ １ １６ ５ ４ ２ ２４ ７ ５ ２ ７８ ５ ０ ３ ０６ ２ ０ ３ ３１ ８ ５
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１ ０ ２ ９
表 １ 参考电厂主要参数 犜 犪 犫 犾 犲１ 犕 犪 犻 狀狆 犪 狉 犪 犿 犲 狋 犲 狉 狊狅 犳 狉 犲 犳 犲 狉 犲 狀 犮 犲狆 犾 犪 狀 狋
主要参数 反应堆热功率 （ ＭＷ） 一回路运行压力 （ ） ＭＰ ａ 一回路平均温度 （ ℃） 数值 ２５ ０ ０ １ ５． ５ ３ ０ ６ １ ２． ３ ２ ７． ６ ４． ３ １ ５ ７ １ ５×１ ５ ３． ６ ６ ３ ５ ５ １０ ０ ０
图 ２ 下封头节点划分 Ｆ ｉ ． ２ Ｎ ｏ ｄ ａ ｌ ｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｃ ｈ ｅ ｍ ｅｏ ｆ ｌ ｏ ｗ ｅ ｒｈ ｅ ａ ｄ ｇ
１ ３１ １ ２ 控制棒材料开始向下腔室坍塌１ ５２ ５ ７ ２ ０１ ８ ６ ２ ０７ ４ ０
２ 计算与分析
２． １ 计算假设 本工作研究的严重事故初始事件为全厂断 电（ 事 故。 瞬 态 开 始 后， 假 设： Ｓ Ｂ Ｏ） １）所 有 能 动安全系统均失效 ； ）蒸汽发生器辅 助给水失 ２ 效； ）参考国外核电 厂 的 Ｐ ３ Ｓ Ａ 评价结果
［ ］ ２ ３ ［ ］ １
即虽指出稳压 所有 的 研 究 仍 是 针 对 高 压 熔 堆， 器波 动 管 的 蠕 变 破 裂 失 效 时 间， 但并未考虑蠕 变破 裂 的 影 响， 也未计算低压下堆芯熔化的事 故序列 。 ／ Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ Ｓ Ｉ Ｍ 程序具有预测严重 事故 下 热 工 水 力 及 堆 芯 损 坏 进 程 的 能 力， 它由 Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ和 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ 两 个 主 要 程 序 耦 合 而 成，
图 １ 参考对象的节点划分 Ｆ ｉ ． １ Ｎ ｏ ｄ ａ ｌ ｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｃ ｈ ｅ ｍ ｅｏ ｆ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｇ
１ ０ ３ ０ 节点划分示于图 ２。 水平 方 向 的 最 大 节 点 数 为 垂直方向的 最大 节点 数 为 ２ 共３ １ ６， ０， ２ ０个节 点， ２ ８ ５ 个 节 块 。 图 ２ 中 数 字 １～１ ５为下封头 外表面节块划分的编号 。
（ 基准事故 ） 熔堆 全厂断电 主泵 、 反应堆停闭 蒸汽发生器二次侧干涸 ０ １ ４７ ７ ２ ０ １ ４７ ７ ２ ７２ ２ ３ ８９ ０ ０ １ ０６ ７ ２ １ １０ ４ ０
反应堆压力容器水位开始下降 ７２ ２ ３ 堆芯活性区开始裸露 ８９ ０ ０ 稳压器排空 堆芯完全裸露 释放阀起跳且不回座 稳压器波动管蠕变失效 安全注射箱启动 堆芯开始形成熔融池 熔融池坍塌至下腔室 下封头失效 １ ０６ ７ ２ １ １０ ４ ０
（ 海军工程大学 核能科学与工程系 ， 湖北 武汉 ４ ） ３ ０ ０ ３ ３
摘要 ： 以 １ 座典型的 ３ 环路压水堆核电厂为参考对象 ， 分别研究了发生全厂断电事故 时 堆 芯 在 低 压 和 高 在考虑稳压器波 动 管 的 蠕 变 失 效 时 ， 虽 避 免 了 高 压 熔 堆， 但低压状态 压状态下的损坏进程 。 结果表明 ： 下堆芯损坏更为 严 重 ， 且 产 生 更 多 的 氢 气。分 析 了 导 致 这 一 结 果 的 原 因， 提出了在堆芯出口温度达 该缓解 措 施 能 有 效 地 延 缓 堆 芯 损 坏 进 程 ， 为操纵员恢复 ９ ２ ３Ｋ时的严重事故缓解措施 。 计算结果表明 ： 交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间 。 关键词 ： 严重事故 ； 全厂断电 ； 蠕变破裂 ； 下封头 中图分类号 ： （ ） Ｔ Ｌ ３ ６ ４ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： １ ０ ０ ０ ６ ９ ３ １ ２ ０ ０ ８ １ １ １ ０ ２ ８ ０ ５
［ ４］
释放阀间断启跳 ， 堆芯衰变热通过释放阀排出 。 随着 一 回 路 冷 却 剂 的 流 失， 反应堆压力容器水 位于 ７２ ２ ３ｓ开 始 下 降 ， ８９ ０ ０ｓ 时 堆 芯 活 性 区 开始裸露 ， １ ０６ ７ ２ｓ 时 稳压 器排 空 ， １ １０ ４ ０ｓ 时 堆芯完全裸露 （ 图３ ） 。 堆芯 裸露 后 ， 传热进一 ｂ 辐射换热成 为 主 要 传 热 方 式 ， 步恶化 ， １ ２０ ０ ０ｓ 时， 堆 芯 表 面 最 高 温 度 达１５ 锆合金与饱 ０ ０Ｋ， 产生的大量氧化热进一 和蒸 汽 发 生 剧 烈 反 应 ， 步加剧了堆芯温度的 上 升 （ 图３ ） ， 同时伴有大 ｃ 量氢气产生 （ 图３ ） 。１ 堆芯表面最 ｄ ２５ ０ ０ｓ 时 ， 高温度达 ２８ 铀锆氧化物 开始 熔化 。 ０ ０Ｋ 以上 ， 波动管在炽热蒸汽的作用下发生 １ ２８ ９ ５ｓ 时 ， 蠕变破 裂 失 效 （ 图３ ） ， 使一回路压力急剧下 ｅ 避免高压熔堆 ， 非能动安注箱从堆芯入口处 降， 注入 大 量 的 冷 却 水， 压力容器内水位上升到堆 芯顶部以上 。 随非能动安注箱的排空和冷却剂 的蒸发流失 ， 压力 容 器 水 位 快 速 下 降 到 ３ ｍ 以 下， 堆芯再次完全裸露 （ 图３ ） 。 ｂ 锆水反应产生大量的氧化热导致安全注射 并不能冷却 正 在 熔 化 的 堆 芯 。１ 堆 ３１ １ ２ｓ 时 ， 芯内开始出现熔融池 ， 从１ 熔化的 ５２ ５ ７ｓ开始 ， 被 控制 棒 材 料 和 堆 内 构 件 开 始 向 下 腔 室 坍 塌 ， 下腔室内冷却剂 冷 却 后 形 成 一 高 约 ０． ２ ７ｍ 的 碎片 床 。 堆 芯 在 １ ８１ ０ ０ｓ 时 形 成 一 半 径 为 并于２ １． ７ ２ｍ的 熔 融 池 ， ０１ ８ ６ｓ 坍 塌 至 下 腔 室， 使得下腔室内的冷却剂急剧加热蒸发 ， 水位
： 犃 犫 狊 狋 狉 犪 犮 狋 ｈ ｅ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅ ｌ ａ ｎ ｔ ｉ ｓ ａ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ｔ ｈ ｒ ｅ ｅ ｌ ｏ ｏ Ｎ Ｐ Ｐ． Ｔ ｈ ｅ ｒ ｏ ｒ ｅ ｓ ｓ ｏ ｆ ｃ ｏ ｒ ｅ ｄ ａ ｍ ａ ｅ Ｔ ｐ ｙ ｐ ｐＰＷＲ ｐ ｇ ｇ ｕ ｎ ｄ ｅ ｒｌ ｏ ｗｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅａ ｎ ｄｈ ｉ ｈｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｗ ａ ｓｓ ｔ ｕ ｄ ｉ ｅ ｄｒ ｅ ｓ ｅ ｃ ｔ ｉ ｖ ｅ ｌ ｕ ｒ ｉ ｎ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｂ ｌ ａ ｃ ｋ ｏ ｕ ｔ ｇ ｐ ｙｄ ｇ ａｓ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ． Ｔ ｈ ｅｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓｓ ｈ ｏ ｗｔ ｈ ａ ｔｔ ｈ ｅｈ ｉ ｈｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｃ ｏ ｒ ｅｍ ｅ ｌ ｔａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｉ ｓｅ ｌ ｉ ｍ ｉ ｎ ａ ｔ ｅ ｄｗ ｈ ｅ ｎ ｇ ， ｂ ｕ ｔｃ ｏ ｒ ｅｄ ａ ｍ ａ ｅｉ ｓｍ ｏ ｒ ｅｓ ｅ ｒ ｉ ｏ ｕ ｓａ ｎ ｄ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｉ ｚ ｅ ｒｓ ｕ ｒ ｅ ｌ ｉ ｎ ｅｃ ｒ ｅ ｅ ａ ｉ ｌ ｕ ｒ ｅｉ ｓｃ ｏ ｎ ｓ ｉ ｄ ｅ ｒ ｅ ｄ ｇ ｐ ｇ ｐｆ ｍ ｕ ｃ ｈｈ ｄ ｒ ｏ ｅ ｎ ｉ ｓｇ ｅ ｎ ｅ ｒ ａ ｔ ｅ ｄｕ ｎ ｄ ｅ ｒ ｌ ｏ ｗｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｔ ｒ ａ ｎ ｓ ｉ ｅ ｎ ｔ ． Ｔ ｈ ｅｒ ｅ ａ ｓ ｏ ｎｗ ａ ｓａ ｎ ａ ｌ ｚ ｅ ｄａ ｎ ｄ ｙ ｇ ｙ ｔ ｈ ｅｍ ｉ ｔ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅｗ ａ ｓ ｓ ｕ ｅ ｓ ｔ ｅ ｄｗ ｈ ｅ ｎｃ ｏ ｒ ｅｏ ｕ ｔ ｌ ｅ ｔ ｔ ｅ ｍ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｈ ｅ ｄ９ ２ ３Ｋ． Ｃ ａ ｌ ｇ ｇ ｇ ｐ ， ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｓ ｈ ｏ ｗｔ ｈ ａ ｔ ｃ ｏ ｒ ｅｍ ｅ ｌ ｔｐ ｒ ｏ ｒ ｅ ｓ ｓ ｉ ｓｇ ｒ ｅ ａ ｔ ｌ ｅ ｌ ａ ｅ ｄｔ ｈ ｕ ｓ ｔ ｈ ｅｏ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｓｈ ａ ｖ ｅ ｇ ｙｄ ｙ ｐ ｍ ｏ ｒ ｅ ｔ ｉ ｍ ｅａ ｖ ａ ｉ ｌ ａ ｂ ｌ ｅ ｔ ｏｒ ｅ ｃ ｏ ｖ ｅ ｒＡ Ｃｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｏ ｕ ｒ ｃ ｅａ ｎ ｄｔ ａ ｋ ｅｏ ｔ ｈ ｅ ｒｍ ｉ ｔ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｓ ． ｇ ： ； ； ； 犓 犲 狅 狉 犱 狊 ｓ ｅ ｖ ｅ ｒ ｅａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｂ ｌ ａ ｃ ｋ ｏ ｕ ｔｃ ｒ ｅ ｅ ｕ ｔ ｕ ｒ ｅｌ ｏ ｗ ｅ ｒｈ ｅ ａ ｄ ｐｒ ｐ 狔狑 压水堆核电厂全厂断电事故是导致堆芯损 坏的主要初始事件 。 近几年的实验和程序计算 表明 ： 全厂断电事故情况下 ， 稳压器波动管在炽 热蒸 汽 的 作 用 下 会 发 生 蠕 变 破 裂 ， 不仅避免了 高压熔堆 ， 且会触发非能动安全注射箱 （ 简称安 注箱 ） 对堆芯注射冷却水 上发表的文献
原
子
能
科
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技
术
Ｖ ｏ ｌ ． ４ ２， Ｎ ｏ ． １ １ Ｎ ｏ ｖ ． ２ ０ ０ ８
Ａ ｔ ｏ ｍ ｉ ｃＥ ｎ ｅ ｒ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅａ ｎ ｄＴ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙＳ ｇ ｙ
压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施
张龙飞 ， 张大发 ， 徐金良
蒸汽发生器满功率运行水位 （ ｍ）
３） 安注箱内液相体积 （ ｍ
安注箱投入压力 （ ） ＭＰ ａ 燃料组件数 （ 盒） 燃料组件类型 燃料组件有效长度 （ ｍ）
３） 稳压器总容积 （ ｍ ３） 安全壳内自由空间 （ ｍ
其 中， 反 应 堆 节 点 划 分 较 为 详 细， 堆芯内
１ 研究对象及模型
保留了 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５程序热工水力学计算的全部 功能 。 其中 ， Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ 程序除可精确模拟堆芯燃 料、 包壳 、 定位格架等部件在严重事故瞬态过程 中的 行 为 特 性 外 ， 还包含有专用的二维有限元 ； 不但能够计算堆 下封头分析模 型 （ Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ） 芯碎 片 床 和 下 封 头 的 温 度 分 布 及 升 温 过 程 ， 还 能预测压力容器下封头失效的位置和时间 。 本工作采用 Ｒ ／ ／ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ Ｓ Ｉ Ｍ ＭＯ Ｄ ３ ． ４ 程序 ， 建立一详细的严重事故分析 模型 ， 分别计 算发生全厂断 电 事 故 时 堆 芯 在 低 压 （ 考虑稳压 器波动管的蠕变失效 ， 非能动安注箱有动作 ） 和 并对计算结果进行分析 ， 以 高压下的损坏进程 ， 提出对严重事故的缓解措施 。
（ 犇 犲 犪 狉 狋 犿 犲 狀 狋 狅 狌 犮 犾 犲 犪 狉犛 犮 犻 犲 狀 犮 犲犪 狀 犱犈 狀 犻 狀 犲 犲 狉 犻 狀 犖 犪 狏 犪 犾犝 狀 犻 狏 犲 狉 狊 犻 狋 狀 犻 狀 犲 百度文库 狉 犻 狀 犠 狌 犺 犪 狀４ ３ ０ ０ ３ ３， 犆 犺 犻 狀 犪） 狆 犳犖 犵 犵， 狔狅 犳犈 犵 犵，
１ ５ ７ 盒燃料组件沿径向由 内 向 外 划 分 为 ５ 个 通 道， 每 个 通 道 的 燃 料 组 件 数 分 别 为 ５、 ２ ０、 ３ ６、 ６ ０、 ３ ６ 盒 。 每根燃料元件 沿 径 向 划 分 为 ５ 个 节 块， 沿轴向划分为 １ ０ 个节块 。 为模拟堆芯在失 去几 何 形 状 情 况 下 的 冷 却 剂 流 道 变 化， 模型的 建立考虑了各通道的流量交混 。 为准确地预测碎片床在下腔室的定位以及 下封 头 的 升 温 与 蠕 变 失 效 过 程 ， 建立了二维有 限 元 下 封 头Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ分 析 模 型 。 Ｃ ＯＵ Ｐ Ｌ Ｅ的
参考对象是西屋公司设计的 ３ 环路压水堆 核电厂 ， 即瑞典的 Ｒ ｉ ｎ ｈ ａ ｌ ｓ电 厂 。 堆 的 功 率 水 ｇ 回路布置与我国大亚湾核电厂较接近 ， 每条 平、 冷却剂 环 路 包 括 １ 台 立 式 Ｕ 型 管 自 然 循 环 蒸 汽发生 器 （ 和１台主冷却剂泵及其相应的 Ｓ Ｇ） 安 装 １ 台 稳 压 器。 管道 。 在其中 １ 条 环 路 上 ， 参考对象的计算模型及主要设备相对位置示于 主要参数列于表 １。 图 １，
。 然而 ， 从目前国 际
看， 为 得 到 一 保 守 结 果， 几乎
收稿日期 ： 修回日期 ： ２ ０ ０ ７ ０ ５ １ ７； ２ ０ ０ ７ ０ ８ ０ ９ 作者简介 ： 张龙飞 （ ， 男， 河南泌阳人 ， 讲师 ， 博士 ， 核能科学与工程专业 １ ９ ７ ９—）
第１ 压水堆核电厂全厂断电事故及其缓解措施 １期 张龙飞等 ：
原子能科学技术 第４ ２卷 表 ２ 主要事件序列 犜 犪 犫 犾 犲２ 犜 犻 犿 犻 狀 犳 狊 犻 狀 犻 犳 犻 犮 犪 狀 狋 犲 狏 犲 狀 狋 狊 犵狅 犵
事件发生时间／ ｓ 主要事件 低压熔堆 高压 缓解 措施 ０ １ ４７ ７ ０ ７２ ２ １ ８８ ８ ０ １ １０ ０ ３ １ ０６ ２ ０ １ ０６ ４ ０ １ ２８ ９ ５ １ ３０ ５ ２ １ ３７ ３ ２ １ ５９ ３ ９ １ ９９ １ ４ ２ ０１ ９ ８ ２ ４９ ６ ２ １ １６ ５ ４ ２ ２４ ７ ５ ２ ７８ ５ ０ ３ ０６ ２ ０ ３ ３１ ８ ５
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１ ０ ２ ９
表 １ 参考电厂主要参数 犜 犪 犫 犾 犲１ 犕 犪 犻 狀狆 犪 狉 犪 犿 犲 狋 犲 狉 狊狅 犳 狉 犲 犳 犲 狉 犲 狀 犮 犲狆 犾 犪 狀 狋
主要参数 反应堆热功率 （ ＭＷ） 一回路运行压力 （ ） ＭＰ ａ 一回路平均温度 （ ℃） 数值 ２５ ０ ０ １ ５． ５ ３ ０ ６ １ ２． ３ ２ ７． ６ ４． ３ １ ５ ７ １ ５×１ ５ ３． ６ ６ ３ ５ ５ １０ ０ ０
图 ２ 下封头节点划分 Ｆ ｉ ． ２ Ｎ ｏ ｄ ａ ｌ ｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｃ ｈ ｅ ｍ ｅｏ ｆ ｌ ｏ ｗ ｅ ｒｈ ｅ ａ ｄ ｇ
１ ３１ １ ２ 控制棒材料开始向下腔室坍塌１ ５２ ５ ７ ２ ０１ ８ ６ ２ ０７ ４ ０
２ 计算与分析
２． １ 计算假设 本工作研究的严重事故初始事件为全厂断 电（ 事 故。 瞬 态 开 始 后， 假 设： Ｓ Ｂ Ｏ） １）所 有 能 动安全系统均失效 ； ）蒸汽发生器辅 助给水失 ２ 效； ）参考国外核电 厂 的 Ｐ ３ Ｓ Ａ 评价结果
［ ］ ２ ３ ［ ］ １
即虽指出稳压 所有 的 研 究 仍 是 针 对 高 压 熔 堆， 器波 动 管 的 蠕 变 破 裂 失 效 时 间， 但并未考虑蠕 变破 裂 的 影 响， 也未计算低压下堆芯熔化的事 故序列 。 ／ Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ Ｓ Ｉ Ｍ 程序具有预测严重 事故 下 热 工 水 力 及 堆 芯 损 坏 进 程 的 能 力， 它由 Ｓ Ｃ Ｄ Ａ Ｐ和 Ｒ Ｅ Ｌ Ａ Ｐ ５ 两 个 主 要 程 序 耦 合 而 成，
图 １ 参考对象的节点划分 Ｆ ｉ ． １ Ｎ ｏ ｄ ａ ｌ ｉ ｚ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｓ ｃ ｈ ｅ ｍ ｅｏ ｆ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｇ
１ ０ ３ ０ 节点划分示于图 ２。 水平 方 向 的 最 大 节 点 数 为 垂直方向的 最大 节点 数 为 ２ 共３ １ ６， ０， ２ ０个节 点， ２ ８ ５ 个 节 块 。 图 ２ 中 数 字 １～１ ５为下封头 外表面节块划分的编号 。
（ 基准事故 ） 熔堆 全厂断电 主泵 、 反应堆停闭 蒸汽发生器二次侧干涸 ０ １ ４７ ７ ２ ０ １ ４７ ７ ２ ７２ ２ ３ ８９ ０ ０ １ ０６ ７ ２ １ １０ ４ ０
反应堆压力容器水位开始下降 ７２ ２ ３ 堆芯活性区开始裸露 ８９ ０ ０ 稳压器排空 堆芯完全裸露 释放阀起跳且不回座 稳压器波动管蠕变失效 安全注射箱启动 堆芯开始形成熔融池 熔融池坍塌至下腔室 下封头失效 １ ０６ ７ ２ １ １０ ４ ０
（ 海军工程大学 核能科学与工程系 ， 湖北 武汉 ４ ） ３ ０ ０ ３ ３
摘要 ： 以 １ 座典型的 ３ 环路压水堆核电厂为参考对象 ， 分别研究了发生全厂断电事故 时 堆 芯 在 低 压 和 高 在考虑稳压器波 动 管 的 蠕 变 失 效 时 ， 虽 避 免 了 高 压 熔 堆， 但低压状态 压状态下的损坏进程 。 结果表明 ： 下堆芯损坏更为 严 重 ， 且 产 生 更 多 的 氢 气。分 析 了 导 致 这 一 结 果 的 原 因， 提出了在堆芯出口温度达 该缓解 措 施 能 有 效 地 延 缓 堆 芯 损 坏 进 程 ， 为操纵员恢复 ９ ２ ３Ｋ时的严重事故缓解措施 。 计算结果表明 ： 交流电源以及采取其它缓解手段赢得更多时间 。 关键词 ： 严重事故 ； 全厂断电 ； 蠕变破裂 ； 下封头 中图分类号 ： （ ） Ｔ Ｌ ３ ６ ４ 文献标志码 ： Ａ 文章编号 ： １ ０ ０ ０ ６ ９ ３ １ ２ ０ ０ ８ １ １ １ ０ ２ ８ ０ ５
［ ４］
释放阀间断启跳 ， 堆芯衰变热通过释放阀排出 。 随着 一 回 路 冷 却 剂 的 流 失， 反应堆压力容器水 位于 ７２ ２ ３ｓ开 始 下 降 ， ８９ ０ ０ｓ 时 堆 芯 活 性 区 开始裸露 ， １ ０６ ７ ２ｓ 时 稳压 器排 空 ， １ １０ ４ ０ｓ 时 堆芯完全裸露 （ 图３ ） 。 堆芯 裸露 后 ， 传热进一 ｂ 辐射换热成 为 主 要 传 热 方 式 ， 步恶化 ， １ ２０ ０ ０ｓ 时， 堆 芯 表 面 最 高 温 度 达１５ 锆合金与饱 ０ ０Ｋ， 产生的大量氧化热进一 和蒸 汽 发 生 剧 烈 反 应 ， 步加剧了堆芯温度的 上 升 （ 图３ ） ， 同时伴有大 ｃ 量氢气产生 （ 图３ ） 。１ 堆芯表面最 ｄ ２５ ０ ０ｓ 时 ， 高温度达 ２８ 铀锆氧化物 开始 熔化 。 ０ ０Ｋ 以上 ， 波动管在炽热蒸汽的作用下发生 １ ２８ ９ ５ｓ 时 ， 蠕变破 裂 失 效 （ 图３ ） ， 使一回路压力急剧下 ｅ 避免高压熔堆 ， 非能动安注箱从堆芯入口处 降， 注入 大 量 的 冷 却 水， 压力容器内水位上升到堆 芯顶部以上 。 随非能动安注箱的排空和冷却剂 的蒸发流失 ， 压力 容 器 水 位 快 速 下 降 到 ３ ｍ 以 下， 堆芯再次完全裸露 （ 图３ ） 。 ｂ 锆水反应产生大量的氧化热导致安全注射 并不能冷却 正 在 熔 化 的 堆 芯 。１ 堆 ３１ １ ２ｓ 时 ， 芯内开始出现熔融池 ， 从１ 熔化的 ５２ ５ ７ｓ开始 ， 被 控制 棒 材 料 和 堆 内 构 件 开 始 向 下 腔 室 坍 塌 ， 下腔室内冷却剂 冷 却 后 形 成 一 高 约 ０． ２ ７ｍ 的 碎片 床 。 堆 芯 在 １ ８１ ０ ０ｓ 时 形 成 一 半 径 为 并于２ １． ７ ２ｍ的 熔 融 池 ， ０１ ８ ６ｓ 坍 塌 至 下 腔 室， 使得下腔室内的冷却剂急剧加热蒸发 ， 水位
： 犃 犫 狊 狋 狉 犪 犮 狋 ｈ ｅ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎ ｃ ｅ ｌ ａ ｎ ｔ ｉ ｓ ａ ｔ ｉ ｃ ａ ｌ ｔ ｈ ｒ ｅ ｅ ｌ ｏ ｏ Ｎ Ｐ Ｐ． Ｔ ｈ ｅ ｒ ｏ ｒ ｅ ｓ ｓ ｏ ｆ ｃ ｏ ｒ ｅ ｄ ａ ｍ ａ ｅ Ｔ ｐ ｙ ｐ ｐＰＷＲ ｐ ｇ ｇ ｕ ｎ ｄ ｅ ｒｌ ｏ ｗｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅａ ｎ ｄｈ ｉ ｈｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｗ ａ ｓｓ ｔ ｕ ｄ ｉ ｅ ｄｒ ｅ ｓ ｅ ｃ ｔ ｉ ｖ ｅ ｌ ｕ ｒ ｉ ｎ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｂ ｌ ａ ｃ ｋ ｏ ｕ ｔ ｇ ｐ ｙｄ ｇ ａｓ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ． Ｔ ｈ ｅｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓｓ ｈ ｏ ｗｔ ｈ ａ ｔｔ ｈ ｅｈ ｉ ｈｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｃ ｏ ｒ ｅｍ ｅ ｌ ｔａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｉ ｓｅ ｌ ｉ ｍ ｉ ｎ ａ ｔ ｅ ｄｗ ｈ ｅ ｎ ｇ ， ｂ ｕ ｔｃ ｏ ｒ ｅｄ ａ ｍ ａ ｅｉ ｓｍ ｏ ｒ ｅｓ ｅ ｒ ｉ ｏ ｕ ｓａ ｎ ｄ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｉ ｚ ｅ ｒｓ ｕ ｒ ｅ ｌ ｉ ｎ ｅｃ ｒ ｅ ｅ ａ ｉ ｌ ｕ ｒ ｅｉ ｓｃ ｏ ｎ ｓ ｉ ｄ ｅ ｒ ｅ ｄ ｇ ｐ ｇ ｐｆ ｍ ｕ ｃ ｈｈ ｄ ｒ ｏ ｅ ｎ ｉ ｓｇ ｅ ｎ ｅ ｒ ａ ｔ ｅ ｄｕ ｎ ｄ ｅ ｒ ｌ ｏ ｗｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅｔ ｒ ａ ｎ ｓ ｉ ｅ ｎ ｔ ． Ｔ ｈ ｅｒ ｅ ａ ｓ ｏ ｎｗ ａ ｓａ ｎ ａ ｌ ｚ ｅ ｄａ ｎ ｄ ｙ ｇ ｙ ｔ ｈ ｅｍ ｉ ｔ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅｗ ａ ｓ ｓ ｕ ｅ ｓ ｔ ｅ ｄｗ ｈ ｅ ｎｃ ｏ ｒ ｅｏ ｕ ｔ ｌ ｅ ｔ ｔ ｅ ｍ ｅ ｒ ａ ｔ ｕ ｒ ｅ ｒ ｅ ａ ｃ ｈ ｅ ｄ９ ２ ３Ｋ． Ｃ ａ ｌ ｇ ｇ ｇ ｐ ， ｃ ｕ ｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｒ ｅ ｓ ｕ ｌ ｔ ｓ ｓ ｈ ｏ ｗｔ ｈ ａ ｔ ｃ ｏ ｒ ｅｍ ｅ ｌ ｔｐ ｒ ｏ ｒ ｅ ｓ ｓ ｉ ｓｇ ｒ ｅ ａ ｔ ｌ ｅ ｌ ａ ｅ ｄｔ ｈ ｕ ｓ ｔ ｈ ｅｏ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｓｈ ａ ｖ ｅ ｇ ｙｄ ｙ ｐ ｍ ｏ ｒ ｅ ｔ ｉ ｍ ｅａ ｖ ａ ｉ ｌ ａ ｂ ｌ ｅ ｔ ｏｒ ｅ ｃ ｏ ｖ ｅ ｒＡ Ｃｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｒ ｉ ｃ ａ ｌ ｓ ｏ ｕ ｒ ｃ ｅａ ｎ ｄｔ ａ ｋ ｅｏ ｔ ｈ ｅ ｒｍ ｉ ｔ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｍ ｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｓ ． ｇ ： ； ； ； 犓 犲 狅 狉 犱 狊 ｓ ｅ ｖ ｅ ｒ ｅａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎｂ ｌ ａ ｃ ｋ ｏ ｕ ｔｃ ｒ ｅ ｅ ｕ ｔ ｕ ｒ ｅｌ ｏ ｗ ｅ ｒｈ ｅ ａ ｄ ｐｒ ｐ 狔狑 压水堆核电厂全厂断电事故是导致堆芯损 坏的主要初始事件 。 近几年的实验和程序计算 表明 ： 全厂断电事故情况下 ， 稳压器波动管在炽 热蒸 汽 的 作 用 下 会 发 生 蠕 变 破 裂 ， 不仅避免了 高压熔堆 ， 且会触发非能动安全注射箱 （ 简称安 注箱 ） 对堆芯注射冷却水 上发表的文献