 Advances in Energy and Power Engineering 电力与能源进展, 2013, 1, 105-108 http://dx.doi.org/10.12677/aepe.2013.13018 Published Online August 2013 (http://www.hanspub.org/journal/aepe.html) Consequence Analysis of Safety Injection Manner and Pump Stopping Time Influence on Design Basic Accident of Marine Reactor* Yanzhao Zhang1, Fan Zhang1, Mengqiang Dua n2, Y ingfeng Zheng1 1Department of Nuclear Energy Science and Engineering, Naval University of Engineering, Wuhan 2Delegate Office of Navy in 431 Factory, Huludao Email: zhangfan_helen@163.com Received: Mar. 21st, 2013; revised: Apr. 28th, 2013; accepted: May 12th, 2013 Copyright © 2013 Yanzhao Zhang et al. This is an open access article distributed under the Creative Commons Attribution License, which permits unrestricted use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited. Abstract: In this paper, MELCOR code was applied to analyze the break loss of coolant accident occurring at the cold leg in the main pipe, taking the ship reactor for the object of the research. And the results were compared with the safety analysis report for the ship reactor, which proved the accuracy of the calculation for design basic accident (DBA) by MELCOR. The consequences of the accident were analyzed according to the safety injection manner and the pump stopping time, which is important for predicting the accident progress and alleviating the consequence of the accident. Keywords: Pressurized Water Reactor; MELCOR; LOCA 安注方式及停泵时间对船用堆设计基准事故后果的影响分析* 张彦招 1，张 帆1，段孟强 2，郑映峰 1 1海军工程大学核能科学与工程系，武汉 2海军驻 431 厂代表室，葫芦岛 Email: zhangfan_helen@163.com 收稿日期：2013 年3月21 日；修回日期：2013 年4月28 日；录用日期：2013 年5月12 日 摘 要：本文采用 MELCOR 程序，以某船用压水堆为研究对象，分析了冷却剂主管道冷管段中破口失水事故， 将所得结果与该船用堆的安全分析报告进行了比对，验证了 MELCOR 在计算设计基准事故时的准确性。并针对 安注方式、停泵时间对事故后果的影响进行了分析，对预测事故进程、缓解事故后果具有重要意义。 关键词：压水堆；MELCOR；失水事故 1. 引言 船用核动力装置是以核裂变能作为产生推进动 力的能源，由于其在航行和停靠岸过程中，需要经常 改变功率[1]，使其出现运行瞬态可能性更大；另外， 由于船用堆舱室环境狭小、设备仪器复杂集中，以及 航行时摇摆振动对核反应堆的影响，增加了发生核事 故的可能性。根据以上分析，船用堆发生事故的概率 远高于核电站。因此，对船用堆进行各种事故的准确 分析，对预防或及早预测严重事故的进程，缓解事故 后果具有重要意义。 本文以某船用压水堆为对象，采用 MELCOR1.8.5 程序对设计基准失水事故(DBLOCA)进行研究[2]。首 先，将 MELCOR 对设计基准失水事故的计算结果与 *基金项目：国家自然科学基金资助项目(11075212)。 Copyright © 2013 Hanspub 105  安注方式及停泵时间对船用堆设计基准事故后果的影响分析 该船用堆的安全分析报告进行比对，验证此程序对设 计基准事故计算的准确性。然后，应用 MELCOR 程 序对船用堆典型事故——中破口失水事故进行分析计 算，主要分两个方面进行研究：1) 破口位置在冷管段， 位置在主闸阀和主泵之间，破口当量直径为 29.4%RM (主管道内径)，分别采用冷端安注与热端安注方式， 分析计算不同的事故后果。2) 破口位置在冷管段，破 口当量直径为 14.9%RM，分析主泵停转时间不同对事 故后果的影响。 2. 程序简介与系统模拟 2.1. 程序简介 MELCOR 程序是由桑地亚国家实验室(SNL)为美 国核管会开发的严重事故分析程序，能模拟轻水反应 堆严重事故进程的主要现象，计算放射性核素的释放 及其后果。MELCOR 程序是模拟严重事故全过程的一 体化程序包，经过许多试验数据的验证和严重事故分 析程序的相互验证，对事故进程的模拟具有很高的可 信度，也是 IAEA 向世界推荐使用的严重事故分析程 序之一，在国际上有数十个国家和地区的用户在使用 这个程序。 MELCOR 程序不仅能计算严重事故，也能进行设 计基准事故的分析。为验证本程序对船用堆计算结果 的准确性，首先我们进行了稳态运行计算，并与实际 运行参数进行了比对，验证了稳态计算的准确性；然 后针对设计基准事故，将相同事故序列下的 MELCOR 的计算结果与该船用堆的安全分析报告进行了比对， 进一步验证本程序的对设计基准事故计算的准确性。 在此基础上所进行的严重事故分析，才能确保合理、 可信。 2.2. 系统模拟与节点划分 反应堆冷却剂系统由主冷却剂管道、主泵、蒸汽 发生器一次侧、稳压器、安注箱、安注泵和堆芯等部 件组成[3]。根据船用堆特点，将系统划分为多个控制 体，控制体之间以流道连接。 MELCOR 采用 COR程序包计算堆芯、下腔室内 部结构的热工、水力响应，为了将堆芯的传热分布细 化，以便于研究轴向和径向的热量产生及传递，将堆 芯活性区及下腔室进行区域节点划分，堆芯及下腔室 节点的划分如图 1所示，为准确描述设计基准事故后 果，将船用堆堆芯径向划分为 7个同心圆环，轴向划 分为 14层，其中堆芯活性区部分分为 12段，下腔室 分为 2段，包括下管板和下腔室。 3. 分析方法和模型验证 3.1. 分析方法 DBLOCA 事故发生时，安注水若不能及时弥补泄 漏的水量，将会导致堆芯裸露，包壳温度迅速上升， 锆合金包壳与过热水蒸汽发生显著的锆–水反应，如 果化学反应过度，会导致包壳脆化破裂。失水事故分 析时，包壳破损的限制准则[4,5]如下： 1) 峰值包壳表面温度不超过限值(1204℃)； 2) 包壳总氧化率不超过包壳总厚度的 17%； 3) 包壳与水或水蒸汽发生化学反应后的产氢量 不超过全部产氢量的 1%； 4) 堆芯几何形状不改变。 3.2. 模型验证 为验证计算结果的准确性，首先进行稳态计算， 并将各参数与实际运行参数进行比对，完全吻合，证 明程序稳态计算正确性。然后，在事故序列完全一致 的情况下，将 MELCOR 的计算结果与安全分析报告 Figure 1. Core nodalization scheme 图1. 堆芯节块划分 Copyright © 2013 Hanspub 106  安注方式及停泵时间对船用堆设计基准事故后果的影响分析 和RELAP5 的结果进行比对，符合较好。表明程序对 设计基准事故计算的准确性。限于篇幅，将主要事故 序列的数据进行对比，列于表1中。 3.3. 主要计算参数及假设 计算中的主要输入参数及假设见表2。 4. 计算结果及分析 1) 对破口位置在冷管段，破口当量直径为 29.4%RM的中破口失水事故，采用冷端安注、热端安 注方式，将两种方式的后果进行对比。图 2~图4给出 了破口流量 M、堆芯水位H、包壳最高温度 TH随时 间的变化。 由图 2~图4可以看出，冷端安注相对于热端安注， 其破口流量较大，堆芯水位较低，包壳的最高温度要 高出很多，其原因是：冷端安注时，部分安注水会通 过破口直接流出，不能有效注入堆芯；其次，由于堆 芯冷却剂开始汽化，导致冷却剂流量减少、滞留甚至 倒流，从堆芯排出的蒸汽与下腔室继续蒸发产生的蒸 汽一起，通过下降段向上流动，与冷端安注水形成逆 向流，阻止冷端的安注水进入；另外，冷端安注水还 有很大一部分被蒸汽夹带到破口，并不通过下降段而 直接被带到破口流出。因此，堆芯中上部仍裸露在外 面，未得到有效冷却，导致包壳温度一直上升；热端 安注时，安注水由上至下流经堆芯，不会出现堆芯中 上部裸露的情况，从而避免了其温度的继续上升[6]。 通过计算分析得，冷管段 29.4%RM破口采用冷端 安注时，元件包壳出现破损；采用热瑞安注时，元件 包壳未出现破损。热端安注的效果比冷端安注好。 2) 破口位置在冷管段，破口当量直径为 14.9%RM 的中破口失水事故，采用不同停泵时间，将其结果进 行分析。图 5~图7给出了破口流量 M、堆芯水位 H、 包壳最高温度 TH随时间的变化。 由图 7可以看出，当主泵停止运行的整定 值为 50.7%P0 (P0为额定运行压力)时，所得包壳最高的温度 要高于整定值为 21.7%P0的情况。由于前者主泵过早 停转，强迫循环终止，导致堆芯产生的热量难以及时 排除，包壳温度上升。 计算结果表明，若主冷却剂压力降至50.7%P0时 停止转动，会导致包壳破损，若压力降至 21.7%P0主 Table 1. Chronology of the main events 表1. 主要事故序列 事故序列 计算结果 事件 破口大小 MELCOR 安全分析报告 RELAP5 破口发生时间/s 29.4%RM1.0 - 1.0 停堆时间/s 29.4%RM8.86 - 9.9 低压安注投入时间/s 29.4%RM30 - 34.1 包壳最高温度/℃29.4%RM1361 - 1347 包壳最高温度/℃14.9%RM>1204 >1204 - 包壳最高温度/℃14.1%RM1165.1 1139.1 - Table 2. Main input parameters and hypotheses of the accident 表2. 事故主要输入参数及假设 参数名称 数值 事故前功率 100%额定功率 一次侧压力 正常运行额定压力 堆芯功率分布 寿期末功率分布 破口位置 冷管段，主泵与主闸阀之间 专设安全系统功能 完备 停堆延迟时间 0 补水延迟时间 0 低压安注投入延迟时间 0 0200 400 600 8001000 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 M/M0 时间 /s 冷端安注 热端安注 Figure 2. Break flow rates 图2. 破口流量 0200 400 600 80010001200 0. 0 0. 2 0. 4 0. 6 0. 8 1. 0 时间 /s H/H0 冷端安注 热端安注 Figure 3. Water levels of the reactor core 图3. 堆芯水位 Copyright © 2013 Hanspub 107  安注方式及停泵时间对船用堆设计基准事故后果的影响分析 Copyright © 2013 Hanspub 108 0 1000 1.0 1.5 2.0 2.5 3.0 时间 /s TH/T0 冷端安注 热端安注 泵停止转动，包壳则不会破损。 5. 结论 1) 本文用 MELCOR程序分析设计失水事故，所 得结果与 RELAP5 的结果一致，验证了 MELCOR 程 序在计算设计基准事故时的准确性。 2) 对于冷管段 29.4%RM破口的中破口失水事故， 采用热瑞安注时，元件包壳未出现破损，采用冷端安 注包壳破损。冷管段破口热端安主可缓解事故后果。 Figure 4. Variation of the cladding temperature 图4. 元件包壳温度变化 3) 对于14.9%RM中破口失水事故，主泵在主回 路压力降至 21.7%P0时停转，包壳破损；主泵在主回 路压力降至 50.7%P0时停转，包壳不破损。事故后主 泵保持低速运行可缓解事故后果。 05001000 1500 2000 2500 0. 0 0. 2 0. 4 0. 6 0. 8 1. 0 时间 /s M/M 0 21.7%P0 50.7%P0 参考文献 (References) [1] 王少明, 章德, 王元, 郝建立. 基于应急运行的核动力装置一 回路小破口失水事故[M]. 海军工程大学学报, 2009, 21(4): 55-70. [2] 朱继洲, 核反应堆安全分析[M]. 西安: 西安交通大学出版社 , 2004: 91-101. Figure 5. Break flow rates [3] 濮继龙, 压水堆核电厂安全与事故对策[M]. 北京: 原子能出 版社, 1995: 150-192. 图5. 破口流量 [4] Directorate-General Environment. EUR 19256 EN fuel cladding failure criteria. Brussels: European Commission, 1999. 05001000 1500 20002500 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 H/H 0 时间 /s 21.7%P0 50. 7%P0 [5] L. Soffer, S. B. Burson, C. M. Ferrell, et al. NUREG-1465, Ac- cident source terms for light-water nuclear power plants. Wash- ington: US Nuclear Regulatory Commission, 1995. [6] 商学利, 张帆, 陈文振等. 安注方式对设计基准失水事故下 元件包壳破损份额影响的分析[J]. 原子能科学技术, 2012, 46(3): 336-340. Figure 6. Water levels of the reactor core 图6. 堆芯水位 05001000 1500 2000 250 0 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.0 2.2 2.4 2. 6 时间 /s TH/T0 21.7% P 0 50.7%P0 Figure 7. Variation of the cladding temperature 图7. 元件包壳温度变化 |