吳鵬，劉宇生，王冠一，賈偉

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京100082

日本福島核電站核事故發(fā)生后，監(jiān)管部門(mén)對(duì)SAMG的編寫(xiě)和實(shí)施提出了要求[1]。當(dāng)前，各核電站針對(duì)嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解進(jìn)行了大量的研究，并在逐步改進(jìn)。但是由于嚴(yán)重事故探究的復(fù)雜多變和嚴(yán)重事故后緩解舉措實(shí)驗(yàn)方法的有限性，需要做進(jìn)一步的研究，以提高設(shè)計(jì)的有效性[2-3]。國(guó)內(nèi)外同行在掌握嚴(yán)重事故進(jìn)程的基礎(chǔ)上，都在積極開(kāi)展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時(shí)，也都在積極開(kāi)發(fā)建造嚴(yán)重事故模擬機(jī)，以對(duì)SAMG 的有效性、應(yīng)急演習(xí)場(chǎng)景的數(shù)據(jù)進(jìn)行驗(yàn)證。根據(jù)研究需求，本文分別對(duì)中核集團(tuán)、中廣核集團(tuán)各核電站[4]、各研究院所的SAMG編寫(xiě)流程、嚴(yán)重事故模擬機(jī)的建設(shè)情況、人員培訓(xùn)情況以及SAMG 的驗(yàn)證進(jìn)展進(jìn)行了調(diào)研。

當(dāng)前，我國(guó)在運(yùn)核電機(jī)組的SAMG大都編寫(xiě)完成并用于實(shí)踐，但SAMG 的驗(yàn)證大多基于開(kāi)發(fā)過(guò)程中的嚴(yán)重事故分析、計(jì)算，以及有限的第三方驗(yàn)證，大多不夠完善，未經(jīng)過(guò)詳細(xì)的分析驗(yàn)證。本文旨在調(diào)研其他核電站嚴(yán)重事故后SAMG的基礎(chǔ)上，驗(yàn)證現(xiàn)有SAMG 在CPR1000 核電機(jī)組嚴(yán)重事故發(fā)生后的有效性，為CPR1000核電廠SAMG的改進(jìn)提供一定的借鑒[5]。

1 SAMG 及VVS系統(tǒng)

1.1 SAMG 導(dǎo)則及實(shí)施流程

嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，主控室操作人員將使用SAMG，主要用于保護(hù)裂變產(chǎn)物邊界、盡可能緩解裂變產(chǎn)物的不受控釋放、緩解事故后果以及使其恢復(fù)到人為可控的工況。目前，CPR1000核電機(jī)組的SAMG 主要由中科華研究院負(fù)責(zé)，包括嚴(yán)重事故導(dǎo)則(severe accident guidelines，SAG)和嚴(yán)重威脅導(dǎo)則(severe club guidelines，SCG)。SAMG 的使用人員為技術(shù)支持中心人員(technical support center，TSC)和主控室操作員(main control room operator，MCR)。

根據(jù)SAMG，TSC將給出行動(dòng)建議，MCR 則執(zhí)行通過(guò)批準(zhǔn)的行動(dòng)，對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程進(jìn)行干預(yù)。嚴(yán)重事故模塊能模擬SAMG中涉及的主要干預(yù)動(dòng)作，嚴(yán)重事故模擬程序?qū)⒏鶕?jù)輸入指令連續(xù)運(yùn)行，直至模擬停止。如果SAMG 能夠?qū)崿F(xiàn)全部電子化，可實(shí)現(xiàn)實(shí)時(shí)在線監(jiān)測(cè)堆內(nèi)外重要參數(shù)，并自動(dòng)判斷反應(yīng)堆的狀態(tài)，給出診斷流程圖(diagnostic flow chart，DFC)需要執(zhí)行導(dǎo)則的建議，并給出事故后果預(yù)測(cè)。技術(shù)支持組的最終決策將通過(guò)專家支持系統(tǒng)以電子操作單的方式發(fā)送到主控室中，由操做員執(zhí)行完成。

如圖1所示，倘若滿足嚴(yán)重事故的入口條件，在技術(shù)支持人員組未到位時(shí)，將首先進(jìn)入主控室的嚴(yán)重事故狀態(tài)下初始響應(yīng)管理導(dǎo)則SACRG-1，按程序執(zhí)行相應(yīng)的檢查與操作；技術(shù)支持組到位后，主控室將進(jìn)入TSC投入后主控室的嚴(yán)重事故狀態(tài)下管理導(dǎo)則SACRG-2，此時(shí)決策功能轉(zhuǎn)移給TSC；TSC 將通過(guò)DFC和嚴(yán)重事故威脅狀態(tài)樹(shù)(severe incident club state tree，SCST)給出需要執(zhí)行的建議；利用輔助計(jì)算CA 曲線自動(dòng)判斷，決策執(zhí)行SAG 或SCG，二者可同時(shí)執(zhí)行；此時(shí)，TSC將給出行動(dòng)建議，MCR 則執(zhí)行通過(guò)批準(zhǔn)的行動(dòng)，對(duì)嚴(yán)重事故進(jìn)程進(jìn)行干預(yù)，如此往復(fù)；同時(shí)，技術(shù)支持中心長(zhǎng)期監(jiān)督SAEG-1將長(zhǎng)期監(jiān)視事故狀態(tài)；最后，如果滿足SAMG 終止條件，將終止SAMG 的執(zhí)行。

圖1 SAMG 實(shí)施流程

1.2 VVS系統(tǒng)

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心(以下簡(jiǎn)稱“中心”)全范圍驗(yàn)證仿真模擬機(jī)系統(tǒng)(VVS)，可進(jìn)行嚴(yán)重事故工況模擬，除此之外還可進(jìn)行正常運(yùn)行工況、事故工況、停堆工況的仿真模擬。因此，中心VVS系統(tǒng)能夠在模擬嚴(yán)重事故過(guò)程中，與正常運(yùn)行工況平滑對(duì)接，模擬機(jī)操作人員還可根據(jù)SAMG實(shí)時(shí)干預(yù)事故進(jìn)程。堆芯的出口溫度符合進(jìn)入嚴(yán)重事故限值時(shí)(出口溫度大于650℃)，VVS仿真系統(tǒng)應(yīng)用MELCOR 軟件建立主系統(tǒng)及對(duì)應(yīng)輔助系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型，保證MELCOR 軟件建立數(shù)學(xué)模型的外部數(shù)據(jù)接口與RELAP-3D軟件的有效對(duì)接。

國(guó)內(nèi)外同行在開(kāi)展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時(shí)，也都在積極開(kāi)發(fā)建造嚴(yán)重事故模擬機(jī)。中心的VVS系統(tǒng)能夠?qū)崿F(xiàn)全工況模擬，提供反應(yīng)堆等狀態(tài)的二維動(dòng)態(tài)顯示功能(如圖2、3 所示)，進(jìn)行綜合應(yīng)急演習(xí)，進(jìn)行設(shè)計(jì)和運(yùn)行驗(yàn)證以及人員培訓(xùn)，有助于對(duì)嚴(yán)重事故機(jī)理、嚴(yán)重事故進(jìn)程以及嚴(yán)重事故緩解舉措有全面的認(rèn)識(shí)。

圖2 堆芯CORE 溫度

圖3 堆芯坍塌示意

2 仿真模擬及結(jié)果分析

在大量調(diào)研國(guó)內(nèi)同行研究最新進(jìn)展的基礎(chǔ)之上，本文先著重分析相關(guān)嚴(yán)重事故的事故譜，遴選最重要的嚴(yán)重事故發(fā)展序列；其次，利用中心VVS系統(tǒng)3keymaster 實(shí)時(shí)仿真平臺(tái)內(nèi)嵌的MELCOR工程分析程序，設(shè)置嚴(yán)重事故發(fā)展場(chǎng)景，并逐漸手動(dòng)干預(yù)恢復(fù)前期設(shè)置的故障，模擬嚴(yán)重事故的發(fā)展，實(shí)時(shí)記錄重要的狀態(tài)參數(shù)。最后，通過(guò)對(duì)比分析采取緩解舉措與未采取緩解舉措事故發(fā)展過(guò)程的不同，并參考文獻(xiàn)[6]中EPR 嚴(yán)重事故的緩解舉措與CPR1000嚴(yán)重事故緩解舉措的異同點(diǎn)，探究CPR1000機(jī)組在現(xiàn)有SAMG 導(dǎo)則下緩解舉措(穩(wěn)壓器卸壓能力的延伸、安全殼降壓過(guò)濾排放功能系統(tǒng)以及非能動(dòng)氫氣復(fù)合器[7])的有效性。

2.1 嚴(yán)重事故重要序列選取

本文重點(diǎn)研究了CPR1000機(jī)組嚴(yán)重事故發(fā)生后最重要事故發(fā)展序列的遴選，通過(guò)事故譜分析，最終選取冷卻劑主管道冷段的雙端剪切斷裂疊加事故后應(yīng)急堆芯喪失冷卻、二回路主蒸汽管道破口疊加失去噴淋、ATWS作為嚴(yán)重事故最重要序列，如表1所示。上述嚴(yán)重事故重要序列幾乎涵蓋了最可能發(fā)生的嚴(yán)重事故[8-10]。

表1 嚴(yán)重事故重要事件狀態(tài)

2.2 嚴(yán)重事故場(chǎng)景設(shè)置

結(jié)合對(duì)國(guó)內(nèi)SAMG 的調(diào)研，了解了嚴(yán)重事故的緩解舉措(主要包含：穩(wěn)壓器內(nèi)卸壓功能的延伸、非能動(dòng)氫氣復(fù)合器以及安全殼通過(guò)卸壓過(guò)濾排放方式不斷泄壓)及嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)SAMG的執(zhí)行方式。首先，利用VVS仿真平臺(tái)插入嚴(yán)重事故(見(jiàn)表2)，模擬嚴(yán)重事故重要序列的發(fā)生；然后，假設(shè)SAMG自動(dòng)緩解舉措不能有效執(zhí)行，并實(shí)時(shí)記錄嚴(yán)重事故的發(fā)展過(guò)程；最后，在假設(shè)部分故障被排除的基礎(chǔ)上，利用VVS仿真平臺(tái)模擬執(zhí)行SAMG，觀測(cè)并記錄嚴(yán)重事故發(fā)展過(guò)程，并分析比對(duì)有效執(zhí)行SAMG 與未執(zhí)行SAMG 情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展程度，研究現(xiàn)有SAMG 的緩解舉措有效執(zhí)行情況下是否仍然存在不足。

2.3 結(jié)果分析

按照事故模擬進(jìn)程，場(chǎng)景設(shè)置完成后，VVS系統(tǒng)將實(shí)時(shí)仿真嚴(yán)重事故的進(jìn)程，在不實(shí)施SAMG的時(shí)候，事故發(fā)展序列圖4所示。事故發(fā)生以后，堆芯剩余熱量無(wú)法及時(shí)導(dǎo)出，以致堆芯出口處溫度大于650℃，最終進(jìn)入嚴(yán)重事故；在不執(zhí)行SAMG情況下，安全殼內(nèi)氫氣的濃度將達(dá)到限值，嚴(yán)重威脅安全殼的安全；同時(shí)，由于堆芯余熱不能及時(shí)排出，最終導(dǎo)致堆芯熔毀[11-12]。該事故進(jìn)程序列圖很好地反映了在不采取任何緩解舉措情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展，為后續(xù)仿真比對(duì)提供參考。

表2 CPR1000機(jī)組嚴(yán)重事故場(chǎng)景模擬

圖4 嚴(yán)重事故發(fā)展序列(不執(zhí)行SAMG)

2.3.1一回路冷端大破口+堆芯失去應(yīng)急冷卻事件

由圖5、6可知，在不執(zhí)行SAMG 的情況下，不同位置燃料的表面溫度會(huì)逐步升高，直至堆芯完全熔毀；堆芯的水位會(huì)不斷降低，直至堆芯裸露。正是因?yàn)槭ザ研緫?yīng)急冷卻水，將導(dǎo)致事故后果逐步惡化[13]。由于堆芯未能采取有效舉措進(jìn)行補(bǔ)水，導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻直至熔毀。由此可知，嚴(yán)重事故發(fā)生后如果不能及時(shí)采取高效的緩解舉措，事故發(fā)展將不受控制，對(duì)反應(yīng)堆安全極為不利。

圖5 環(huán)路燃料溫度隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖6 堆芯水位隨時(shí)間變化趨勢(shì)

從圖7可知，啟用環(huán)路穩(wěn)壓器手動(dòng)安全泄壓后，環(huán)路穩(wěn)壓器內(nèi)壓力逐漸降低，有效避免反應(yīng)堆熔毀。圖8～11中，正是由于人為設(shè)定了安注功能的及時(shí)恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度、安全殼壓力、穩(wěn)壓器內(nèi)壓力的下降以及反應(yīng)堆堆芯的再次淹沒(méi)；由圖9、12可知，當(dāng)安全殼殼內(nèi)過(guò)濾排放系統(tǒng)啟動(dòng)后，殼內(nèi)壓力將會(huì)跟隨氣體的排出逐步降低，防止安全殼由于超壓而損壞。由此可見(jiàn)，在嚴(yán)重事故發(fā)生后，如能及時(shí)采取有效的緩解舉措，恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能，可以極大地緩解事故后果，避免事故發(fā)展不受控制。

圖7 穩(wěn)壓器壓力隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖8 安全投入后環(huán)路燃料溫度隨時(shí)間變化趨勢(shì)

2.3.2 ATWS+失去堆芯應(yīng)急冷卻事件

由圖13、14可知，正是由于假設(shè)了安注功能及時(shí)恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度的下降以及堆芯再淹沒(méi)的實(shí)現(xiàn)，避免了堆芯熔毀[14-15]。在安注功能未恢復(fù)時(shí)，堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升，如不能進(jìn)一步采取有效緩解舉措，事故發(fā)展將不受控制。此時(shí)，模擬假設(shè)安注功能及時(shí)恢復(fù)，堆芯水位逐步建立，堆芯冷卻功能建立，環(huán)路燃料溫度逐步下降，此舉可以極大地緩解事故后果，避免事故發(fā)展不受控制。

圖9 安全殼過(guò)濾排放及安注投入后安全殼壓力隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖10 安注投入后堆芯水位隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖11 安注投入后穩(wěn)壓器壓力隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖12 安全殼過(guò)濾排放后安全殼壓力隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖13 安注投入后環(huán)路燃料溫度隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖14 安注投入后堆芯水位隨時(shí)間變化趨勢(shì)

2.3.3 SGTR+失去安噴事件

由圖15可知，二回路主蒸汽壓力管道破裂疊加失去安噴時(shí)，當(dāng)假設(shè)啟用安全殼殼內(nèi)過(guò)濾排放系統(tǒng)，殼內(nèi)壓力會(huì)伴隨殼內(nèi)氣體的逐漸排出而趨于穩(wěn)定，避免了安全殼超壓損壞；圖16中，正是由于假設(shè)了安注功能及時(shí)恢復(fù)，才引起燃料環(huán)路溫度的下降，避免了堆芯熔毀。在安注功能未恢復(fù)時(shí)，堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降，堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升，安注功能及時(shí)恢復(fù)后，堆芯冷卻功能建立，環(huán)路燃料溫度逐步下降。同理，安全殼殼內(nèi)的過(guò)濾排放系統(tǒng)啟用時(shí)，殼內(nèi)壓力將不再上升，有效確保了安全殼的完整。嚴(yán)重事故發(fā)生后，如能及時(shí)采取有效的緩解舉措，恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能，可以極大地緩解事故發(fā)展后果，有效避免事故發(fā)展不受控制。

圖15 安全殼壓力隨時(shí)間變化趨勢(shì)

圖16 安注投入后環(huán)路溫度隨時(shí)間變化趨勢(shì)

3 結(jié)論

本文基于CPR1000核電站機(jī)組，分析比對(duì)了采取和未采取SAMG緩解舉措情況下嚴(yán)重事故的發(fā)展程度，分析比較了堆芯和安全殼的事故后進(jìn)展，以及EPR 嚴(yán)重事故的緩解舉措與CPR1000嚴(yán)重事故緩解舉措的異同點(diǎn)，為CPR1000嚴(yán)重事故后緩解舉措提供一定的借鑒，得到結(jié)論和建議如下：

1)通過(guò)CPR1000機(jī)組SAMG 的執(zhí)行，可以有效地抑制嚴(yán)重事故進(jìn)程的進(jìn)一步惡化，防止出現(xiàn)高壓熔堆，使殼內(nèi)的壓力及氫氣濃度逐步降低，保障了安全殼的完整。

2)CPR1000機(jī)組在二回路系統(tǒng)主蒸汽壓力管道破裂時(shí)，殼內(nèi)的壓力急劇上升，有可能超越安全殼的允許壓力，不利于安全殼的安全運(yùn)行和包容放射性物質(zhì)，建議適當(dāng)提高CPR1000安全殼的允許壓力。

3)嚴(yán)重事故發(fā)生后，在安全殼內(nèi)，CPR1000機(jī)組僅能依靠安殼內(nèi)噴淋導(dǎo)出熱量，而EPR 機(jī)組則利用EVU 專用的中間冷卻水系統(tǒng)將殼內(nèi)熱量導(dǎo)出，后續(xù)CPR1000機(jī)組優(yōu)化可以考慮增加安全殼內(nèi)熱量的實(shí)時(shí)導(dǎo)出系統(tǒng)。