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    • CPR1000核电厂全厂断电事故情况下严重事故缓解措施有效性研究

        摘要:

        福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视,严重事故管理导则SAMG的编制和实施已成为监管要求。在建核电厂首次装料前,要制定并实施严重事故管理导则,定期对导则进行修订并验证严重事故管理指南和缓解措施的有效性。本文在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,利用严重事故仿真验证系统(VVS),选取全厂断电(StationBlackout,简称SBO)加一回路大破口事故作为CPR1000机组的重要严重事故序列,研究了反应堆功率运行(RP)模式下严重事故缓解措施PSAMG的有效性,重点研究了机组在NS/RRA模式下发生严重事故后,现有导则SSAMG缓解措施的有效性,为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。

        福岛核事故发生后,国内外对严重事故更加重视。进入严重事故后,核电厂操作人员使用严重事故管理导则(SevereAccidentManagementGuideline,简称SAMG)缓解核电厂严重事故的后果,并使电厂恢复到可控、稳定的状态。全范围SAMG按工况分为3大类,分别为功率运行严重事故管理导则(SAMGunderPowerOperation,简称PSAMG)、乏燃料严重事故管理导则(SAMGunderRefueling,简称RSAMG)、停堆工况严重事故管理导则(SAMGunderNormalShutdown,简称SSAMG)。目前,SAMG的编制和实施已成为监管要求,国内运行核电厂SAMG均已开始实施,并完成了初次培训和演练,在建核电厂也都制定了SAMG的培训与演练计划。本文在调研国内外严重事故机理研究及SAMG的开发验证的基础上,选取重要严重事故序列,利用严重事故仿真验证系统(VirtualVerificationSimulationSystem,简称VVS)3keymaster实时仿真平台,设置严重事故场景,并逐步恢复已插入故障,模拟严重事故进程,实时监测各项状态参数。最后,通过分析严重事故的发展进程,本文给出CPR1000机组严重事故缓解措施的有效性建议。

        本文针对国内反应堆功率运行(ReactorPowerOperationMode,简称RP)模式下的PSAMG进行验证,并重点针对正常停堆余热排出(ResidualHeatRemoval,简称RRA)冷却模式(NormalShutdown/RRAMode,简称NS/RRA)进行SSAMG的验证。在机组余热排出模式RRA接入之后,当反应堆压力容器(ReactorPressureVessel,简称RPV)顶盖处于闭合状态且堆芯出口温度大于650℃时,或者当RPV顶盖处于开启状态且安全壳内辐射剂量率超过CA-8(辅助判定曲线)中的限值时,根据当班反应堆值班长或者负责SPU规程(即《使用U规程期间的监督程序》)的当班安全技术顾问的决定,SPU规程进入SSAMG导则。

        1严重事故仿真验证系统VVS

        核与辐射安全中心严重事故仿真验证系统VVS不仅仅是孤立地进行严重事故分析、验证的单一系统,而是将严重事故仿真系统纳入全范围模拟机中,形成全范围全工况的模拟机,从而更好地进行严重事故下的操纵员干预、严重事故管理导则SAMG等主控室相关验证,从而有效地分析和验证所有工况的状态以及工况演变过程。当堆芯出口温度满足进入严重事故条件时(大于650℃),VVS将使用MELCOR严重事故分析程序建立一回路系统及相关系统设备、蒸汽发生器二次侧及相关管道设备、安全壳等模型,能够保证使用的电厂模型基本与原模拟机上使用的RELAP5电厂模型保持一致,并确保MELCOR模型外部接口与RELAP-3D的外部接口完全一致。因此,不需要对模拟机RE-LAP5-3D以外的模型做任何改变,即能实现从RELAP-3D到MELCOR的平滑切换,并保持电厂状态和动态过程的连续性与一致性。本文利用该系统仿真了CPR1000机组在NS/RRA模式下发生严重事故后的情况,以验证现有严重事故管理导则SSAMG缓解措施是否有效,预期为CPR1000机组严重事故管理导则SSAMG的完善提供参考。

        2严重事故仿真验证分析

        2.1事故序列选取

        在调研其他核电机组严重事故缓解措施的基础上,本文重点研究了CPR1000核电站严重事故重要序列的选取。采用概率安全评价方法,分析相关严重事故谱,本文最终选取全厂断电加一回路大破口作为CPR1000核电站的重要严重事故序列。该严重事故重要序列包络了所有安全壳内氢气产生速度快、浓度高、安全壳超压、冷却剂系统发生高压熔堆以及反应堆不能停堆等最严重的事故。

        2.2严重事故场景设置

        严重事故的缓解措施主要包括非能动氢复合器、稳压器安全阀卸压(预防高压熔堆)、通过下泄管道进行一回路卸压以及安全壳卸压过滤排放系统(U5)泄压等。本文基于VVS,对全厂断电加一回路大破口严重事故重要序列设置了PSAMG验证场景,在不执行PSAMG或者关闭自动缓解措施时,实时跟踪并记录严重事故进程。同时,利用该严重事故场景及VVS平台,本文重点研究了SSAMG的有效性。在严重事故发生后,本文分析选取两个时间间隔点(0h和1h),两个间隔点处分别恢复电力供应,隔离大破口,监测跟踪事故进程并比较事故严重程度,并分析比较严重事故的发展进程,探究执行现有导则下缓解措施是否存在缺陷,最终得出结论。

        2.3仿真验证及结果分析

        严重事故进程分析(PSAMG有效性验证)

        严重事故场景设置成功后,VVS将模拟实际事故进程,在不执行PSAMG的情况下,在严重事故发生后,反应堆安全停堆,汽轮机停机,但堆芯余热无法导出,导致堆芯出口温度大于650℃。在不执行PSAMG情况下,堆芯将逐步熔毁,压力容器将被熔穿。

        (1)严重事故后电力无法恢复堆芯损伤影响分析。在该类严重事故序列当中,由于余热无法导出,最终导致堆芯熔毁。在不执行SSAMG的情况下,环路燃料温度将会逐渐上升,直至堆芯燃料熔毁。安全壳内氢气浓度将会不断增加,严重威胁第三道屏障安全壳的完整性。堆芯水位将逐渐下降,直至裸露,由于失去应急堆芯冷却,相应的地坑水位逐渐上升,稳压器压力下降,直至堆芯完全蒸干。

        (2)严重事故电力恢复时间对堆芯损伤影响分析。利用VVS仿真平台模拟“全厂断电加失去主泵轴封”严重事故发生后,本文分析选取进入严重事故后两个时间间隔点(0h和1h)分别恢复电力供应,监测跟踪事故进程并比较事故严重程度。若刚进入严重事故即恢复电力供应,安注系统和余热排出系统重新启动,带出堆芯热量,堆芯损伤较小,最终堆芯温度基本恢复正常。

        若进入严重事故1h后恢复电力供应,安注系统和余热排出系统重新启动,堆芯热量被带出,但堆芯仍然发生坍塌,氢气浓度极度聚集,最终堆芯下部温度逐渐恢复正常,压力容器熔穿现象未发生。

        由于电力恢复,安注系统和余热排出系统重新启动,带出了堆芯热量。同时,由于执行了严重事故管理导则SSAMG,在稳压器安全阀手动泄压的作用下,稳压器压力不断下降,避免了高压熔堆;安全壳过滤排放功能作用使得安全壳压力随着气体的排放逐渐下降,避免了安全壳超压损坏;稳压器压力逐步回升,并实现了堆芯再淹没。

        但是,0h恢复电力后,穹顶氢气浓度稳定值为0.0025%,1h恢复电力后穹顶氢气浓度稳定值为0.03%,二者相差两个数量级。0h恢复电力后,一环路燃料温度逐步下降到合理范围,1h恢复电力后,一环路燃料发生熔毁,温度降为0。、

        3结论

        本文通过分析比较采取缓解措施与未采取缓解措施情况下严重事故发展的进程,并将堆芯和安全壳的实时监测结果进行对比,结果显示,通过CPR1000机组严重事故管理导则PSAMG加SSAMG的执行,可以抑制严重事故的发展,缓解事故后果,防止高压熔堆或堆芯熔毁,降低安全壳压力和氢气浓度,保障安全壳的完整性。本文重点进行了SSAMG有效性验证,分析比较了进入严重事故后,在0h和1h分别恢复电力供应时,严重事故发展进程及状态参数,结果显示二者氢气浓度稳定值相差两个数量级,且1h恢复电力供应时一环路燃料已然熔毁,故严重事故故障恢复时间越早,堆芯损伤程度越小,对安全运行越为有利。

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