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      壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂事故源項的計算分析

      2020-06-15 03:01:00樊雨軒張競宇王曉東陳義學(xué)郭慶洋梁秋瑩熊雯雯
      核技術(shù) 2020年6期
      關(guān)鍵詞:惰性氣體冷卻劑閃蒸

      樊雨軒 張競宇 王曉東 陳義學(xué) 郭慶洋 梁秋瑩 熊雯雯

      (華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院 北京 102206)

      隨著我國核電事業(yè)的發(fā)展,雖然核電廠在設(shè)計、建造和運行時提供多重屏障和保護(hù),但會發(fā)生設(shè)計基準(zhǔn)事故,而事故會造成放射性物質(zhì)的釋放。為提高源項分析的可靠性,需要對設(shè)計基準(zhǔn)事故后源項進(jìn)行分析計算。

      國際上對核電廠事故源項研究已有多年,經(jīng)過多年的理論和實驗研究,國外已開發(fā)出適用于多種事故的源項分析程序,如美國桑迪亞國家實驗室(Sandia NationalLaboratories,SNL)開 發(fā) 的MELCOR一體化程序,可用于模擬輕水堆嚴(yán)重事故的進(jìn)程并評估計算源項[1];美國電力研究所(Electric Power Research Institute,EPRI)開 發(fā) 的MAAP一體化嚴(yán)重事故分析程序,其耦合了熱工水力學(xué)計算及裂變產(chǎn)物釋放和遷移計算,可用于模擬嚴(yán)重事故的全部進(jìn)程[2]。國內(nèi)的上海交通大學(xué)黃高峰等[3]利用MELCOR、RELAP5等程序?qū)Σ煌鹿蔬M(jìn)行事故進(jìn)程模擬和源項分析。

      造成核電廠設(shè)計基準(zhǔn)事故的始發(fā)事故有多種,根據(jù)設(shè)計基準(zhǔn)事故分類準(zhǔn)則,蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)屬于Ⅲ類事故(極限事故)。相較于其他同類事故,SGTR事故發(fā)生的頻率較高,這是由于蒸汽發(fā)生器傳熱管管壁較薄,當(dāng)受到流體沖擊或腐蝕時很容易造成一根或多根傳熱管破裂。此外,SGTR事故所造成的后果更嚴(yán)重,一旦出現(xiàn)SGTR事故,核電廠可能會同時喪失兩道屏障,即一回路壓力邊界和反應(yīng)堆安全殼,同時放射性可能通過二回路主蒸汽安全閥[4]、大氣釋放閥、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)、安全殼旁路等多種途徑排放到環(huán)境中,可能造成嚴(yán)重的放射性泄露,對周邊環(huán)境和相關(guān)人員造成威脅。因此本文對SGTR事故過程中核素釋放、遷移特性進(jìn)行分析,建立事故后核素活度平衡方程式,并使用Fortran進(jìn)行編程,與上文中提到的國際上的事故一體化程序不同的是,本文的程序只適用于SGTR事故后放射性源項計算,不需要將事故從初始進(jìn)行模擬,而MELCOR主要用于嚴(yán)重事故的事故進(jìn)程模擬計算,RELAP5主要是對事故后的熱工方面進(jìn)行計算。同時以AP1000核電站為例計算惰性氣體和碘核素的釋放源項。

      1 事故描述及計算模型

      1.1 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故描述

      在高溫高壓條件下,蒸汽發(fā)生器傳熱管會受到一回路冷卻劑帶來的熱應(yīng)力及其產(chǎn)生的腐蝕作用,也會受到二回路冷卻劑沖刷帶來的機械應(yīng)力和腐蝕作用;一回路冷卻劑在流經(jīng)堆芯時也會攜帶堆芯產(chǎn)生的活化腐蝕產(chǎn)物,這些產(chǎn)物在進(jìn)入傳熱管后會在管板處沉積,使管板上方的管壁局部變薄[3]。以上多種原因都可造成SGTR事故發(fā)生,當(dāng)事故發(fā)生后,蒸汽發(fā)生器中一根或多根傳熱管完全剪切斷裂,導(dǎo)致一二回路聯(lián)通,使二回路的冷卻劑受到帶有放射性的一回路冷卻劑污染。本文中,對事故進(jìn)行保守假設(shè),選取單根傳熱管完全剪切斷裂[4]進(jìn)行分析。

      當(dāng)事故發(fā)生后,對于破損蒸汽發(fā)生器,由于一二回路存在較大壓差,帶有放射性的一回路冷卻劑以較大泄漏流量通過破口進(jìn)入二回路,同時冷卻劑在泄露過程中會閃蒸形成蒸汽和水的混合物。其閃蒸的蒸汽會將放射性核素如碘帶入二回路氣相中,造成二回路氣相放射性污染,進(jìn)而放射性氣體進(jìn)入蒸汽管線釋放到環(huán)境,造成環(huán)境的放射性污染。未閃蒸部分水與二次側(cè)冷卻劑混合,造成二次側(cè)水相污染。對于未破損蒸汽發(fā)生器,其生成的蒸汽與破損蒸汽發(fā)生器生成的蒸汽一起進(jìn)入汽輪機做功,之后冷凝的給水會帶有放射性核素,而給水的回流會將放射性帶入完好蒸汽發(fā)生器的液相,之后放射性會隨著蒸發(fā)進(jìn)入氣相,這樣就造成了完好和破損蒸汽發(fā)生器內(nèi)的氣液相都受到了污染。隨著一回路冷卻劑的持續(xù)泄露,會觸發(fā)穩(wěn)壓器進(jìn)行壓力調(diào)節(jié)及水位調(diào)節(jié),但隨著一回路壓力的持續(xù)降低,穩(wěn)壓器不足以調(diào)節(jié)壓力,進(jìn)而觸發(fā)反應(yīng)堆低壓停堆信號,反應(yīng)堆緊急停堆,同時汽輪機跳閘[5]。在反應(yīng)堆停堆后,完好的蒸汽發(fā)生器會繼續(xù)工作,給主回路降溫降壓,而破損蒸汽發(fā)生器由于高溫高壓一回路冷卻劑的流入,二次側(cè)壓力增大,蒸汽發(fā)生器內(nèi)水位的迅速升高可能會造成滿溢,使大量放射性物質(zhì)釋放。

      1.2 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故計算模型

      基于上一節(jié)對SGTR事故特征的描述,在對核素從堆芯釋放的過程建模之前,先做如下假設(shè):

      1)SGTR事故釋放的重要放射性核素包括惰性氣體、堿金屬和碘,事故中碘及堿金屬釋放至環(huán)境有三種途徑:完好回路二次側(cè)蒸發(fā)攜帶;破損回路二次側(cè)蒸發(fā)攜帶;破損回路中反應(yīng)堆冷卻劑的閃蒸,不考慮沖刷吸附效應(yīng),如圖1所示為事故后放射性核素的釋放途徑;

      2)惰性氣體從蒸汽發(fā)生器傳熱管釋放出,不經(jīng)衰變及安全殼內(nèi)滯留作用而直接排放到環(huán)境中;

      3)根據(jù)SRP15.6.3[6]的規(guī)定,SGTR事故分為兩種事故工況:事故觸發(fā)的碘峰釋放和事故先期碘峰釋放,且兩種工況的釋放途徑一樣。當(dāng)反應(yīng)堆功率或一次系統(tǒng)壓力發(fā)生變化時,放射性碘通過破損包殼進(jìn)入一回路中,從而產(chǎn)生一回路冷卻劑中碘峰現(xiàn)象。事故觸發(fā)碘峰釋放即事故后停堆過程中一回路冷卻劑中碘濃度急劇增加的現(xiàn)象;而事故先期碘峰釋放是在事故發(fā)生前碘峰釋放已經(jīng)開始的現(xiàn)象。

      事故發(fā)生后,若考慮事故觸發(fā)碘峰釋放,從燃料元件向一回路冷卻劑中的泄露率為正常泄露率的數(shù)百倍,而且由于破口,增加了一回路向二回路的泄露,因此事故觸發(fā)碘峰釋放工況下一回路冷卻劑中放射性核素的活度為:

      若考慮事故先期碘峰釋放,初始活度為事故觸發(fā)碘峰釋放的S倍,其一回路冷卻劑中的碘核素的放射性活度為常數(shù),即:

      式中:N1,i表示一回路冷卻劑中t時刻核素i的核子數(shù)目;Q1表示去往容控系統(tǒng)排放率,t?s-1;N0,i表示一回路冷卻劑中初始時刻核素i的核子數(shù)目;λi表示核素i的衰變常數(shù),s-1;L表示一回路冷卻劑泄露率,t?s-1;C1,i表示一回路冷卻劑中核素i的放射性比活度,GBq?t-1;M1表示一回路冷卻劑的質(zhì)量,t。

      由于兩事故工況下釋放途徑一樣,所以兩者僅在計算一回路冷卻劑中放射性源項時有差別,計算二次側(cè)放射性活度及釋放到環(huán)境中活度的模型是一樣的。由于惰性氣體在二次側(cè)不經(jīng)過濾直接排放,因此蒸汽發(fā)生器的二次側(cè)活度不包括惰性氣體的放射性活度。

      在分析二次側(cè)放射性濃度時,需要將破損蒸汽發(fā)生器和完好蒸汽發(fā)生器分別考慮。對破損蒸汽發(fā)生器需要考慮閃蒸的影響,同時還需考慮二次側(cè)滿溢的影響。根據(jù)以上分析得出蒸汽發(fā)生器內(nèi)二次側(cè)的放射性活度計算模型。

      完好蒸汽發(fā)生器內(nèi)液相的放射性活度為:

      完好蒸汽發(fā)生器內(nèi)氣相的放射性活度為:

      破損蒸汽發(fā)生器內(nèi)氣相的放射性活度為:

      式中:CIL,i表示完好SG二次側(cè)水相核素i的放射性比活度,GBq?t-1;MIL表示完好SG二次側(cè)水相的質(zhì)量,t;MRL表示破損SG二次側(cè)水相的質(zhì)量,t;H1表示核素汽水分配因子;H2表示核素汽水夾帶因子;VIeva表示完好SG 二次側(cè)的蒸發(fā)速率,t?s-1;CRL,i表示破損SG二次側(cè)水相核素i的放射性比活度,GBq?t-1;VReva表示破損SG二次側(cè)的蒸發(fā)速率,t?s-1;Loverflow表示破損SG二次側(cè)的滿溢速率,t?s-1;MRG表示破損SG二次側(cè)氣相的質(zhì)量,t;CIG,i表示完好SG二次側(cè)氣相核素i的放射性比活度,GBq?t-1;MIG表示完好SG二次側(cè)氣相的質(zhì)量,t;VIG表示完好SG二次側(cè)的蒸汽排放速率,t?s-1;VRG表示破損SG二次側(cè)的蒸汽排放速率,t?s-1;CRG,i表示破損SG二次側(cè)氣相核素i的放射性比活度,GBq?t-1;Lg表示一回路冷卻劑閃蒸成為蒸汽的流量,t?s-1,其中:Lg=L ?FF,F(xiàn)F表示閃蒸率;Ll表示一回路冷卻劑未閃蒸的流量,t?s-1,其中:Ll=L ?(1-FF)。

      計算釋放到環(huán)境中的放射性核素活度時需將惰性氣體和其他核素分別考慮,惰性氣體由堆芯釋放后直接排放到環(huán)境,其他核素需經(jīng)SG二次側(cè)排放至環(huán)境,因此排放到環(huán)境中不同核素的放射性活度需要用不同的方程表示。

      某一時段釋放到環(huán)境的惰性氣體性總活度為:

      某一時段釋放到環(huán)境的其他核素放射性總活度為:

      式中:Anoblegass,i,j表示 j時段內(nèi) SG 向環(huán)境釋放的惰性氣體活度,GBq;Aother,i,j表示j時段內(nèi)SG 向環(huán)境釋放的其他核素活度,GBq;T1表示釋放的起始時間,h;T2表示釋放的終止時間,h;LI表示完好SG的惰性氣體泄露速率,t?s-1;LR表示破損SG的惰性氣體泄露速率,t?s-1;N表示蒸汽發(fā)生器的個數(shù)。

      將以上各式聯(lián)立,采用解析法求解,并使用Fortran將計算模型進(jìn)行編程,得出在不同事故工況下釋放到環(huán)境的放射性總活度。

      圖1 SGTR事故后放射性核素的釋放途徑Fig.1 Radionuclide release pathway after SGTR accident

      2 算例描述

      2.1 主要假設(shè)

      在分析事故后的放射性源項時,早年的TID-14844[7]中只考慮了惰性氣體和放射性碘,在后期的RG1.183[8]中將源項修正成包括惰性氣體、鹵素、堿金屬在內(nèi)的8類核素,在本工作中將重點關(guān)注惰性氣體和放射性碘。結(jié)合RG1.183和AP1000核電站設(shè)計報告,將計算過程中的主要假設(shè)列于表1中。

      在上文的事故描述中,SGTR事故可能引起二回路滿溢,滿溢現(xiàn)象會導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器內(nèi)冷卻劑直接通過破口排出,由于碘和堿金屬大量溶于冷卻劑中,這會導(dǎo)致放射性后果顯著增加。但是在AP1000設(shè)計報告中,將AP1000的蒸汽發(fā)生器考慮為不會發(fā)生滿溢,因此在下文的計算中不考慮蒸汽發(fā)生器的滿溢現(xiàn)象。

      2.2 計算參數(shù)

      本文采用AP1000核電站SGTR事故下的計算參數(shù)[9],對計算模型進(jìn)行計算驗證,表2是AP1000核電站具體運行參數(shù),表3是事故先期碘峰工況下計算核素的具體信息。

      表1 SGTR事故源項計算所用假設(shè)Table 1 The assumptions used in the calculation of SGTR accident source term

      表2 SGTR事故下AP1000核電站運行參數(shù)Table 2 The operating parameters of SGTR inAP1000

      事故觸發(fā)碘峰工況下碘的初始活度為事故先期碘峰工況下的1/60,惰性氣體初始活度不變。

      2.3 計算結(jié)果分析

      將上述假設(shè)及運行參數(shù)帶入程序進(jìn)行計算,計算結(jié)果如表4所示。

      使用本文提出的計算模型進(jìn)行計算,除去134I和138Xe在2~8 h源項與設(shè)計源項[10]偏差較大,其他核素的計算結(jié)果與設(shè)計源項較一致。

      對上述計算結(jié)果進(jìn)行分析,可得到以下結(jié)論:

      1)從表4中可以看出,釋放到環(huán)境中的放射性主要集中在前2 h內(nèi),這是由于事故后蒸汽發(fā)生器內(nèi)的蒸汽釋放量和破損蒸汽發(fā)生器的破口流量隨時間變化,且泄露主要集中在前2 h,如圖2所示;

      2)對于惰性氣體,其在二回路給水和完好蒸汽發(fā)生器氣相中活度為0,僅由破損蒸汽發(fā)生器排出后直接釋放到環(huán)境中,在事故期間排放到環(huán)境中放射性源項較大的核素為133Xe和135Xe;對于碘核素,由于蒸汽發(fā)生器不會發(fā)生滿溢,因此排放到環(huán)境中的碘為氣態(tài)碘;

      3)對于兩種事故工況,由于事故先期碘峰工況的一回路冷卻劑內(nèi)碘的初始活度高于事故觸發(fā)碘尖峰工況,因此事故先期碘尖峰工況下釋放到環(huán)境中的碘核素放射性源項高于事故觸發(fā)碘尖峰工況。

      表3 事故先期碘峰工況核素具體參數(shù)Table 3 The nuclide specific parameters of preaccident spike

      圖2 AP1000 SGTR事故破口流量和破損蒸汽發(fā)生器蒸汽排放率[9]Fig.2 Break flow rate and steam release rate of ruptured steam generator forAP1000 SGTR[9]

      表4 SGTR事故釋放源項(GBq)Table 4 The release source term of SGTR(GBq)

      3 結(jié)語

      SGTR事故由于在核電廠事故中發(fā)生頻率較高且事故后果較嚴(yán)重,因此本文基于壓水堆核電廠SGTR事故后的事故觸發(fā)碘峰和事故先期碘峰工況及放射性核素的釋放途徑,建立描述事故后一二回路內(nèi)不同核素源項和釋放到環(huán)境中源項的計算模型,并使用AP1000核電站計算參數(shù)為例進(jìn)行計算,通過將計算結(jié)果與設(shè)計源項對比,兩者吻合較好,因此認(rèn)為該計算模型可以模擬壓水堆核電廠SGTR事故后不同工況的釋放源項,為事故的放射性后果提供源項數(shù)據(jù)。為了進(jìn)一步驗證該模型的正確性,通過將結(jié)果與劑量驗收準(zhǔn)則對比,后續(xù)將對事故的放射性后果進(jìn)行驗證分析。

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