第50卷第3期原子能科學(xué)技術(shù)Vol 50. No. 3016年3月A tomic Energy Science and technologyMar.2016嚴(yán)重事故下正常余熱排出系統(tǒng)向堆芯注水策略分析李亞冰,郭丁情2,曹學(xué)武l(1,上海交通大學(xué)機(jī)械與動(dòng)力工程學(xué)院,上海200240;2.深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司,廣東深圳518031)摘要:選取導(dǎo)致堆芯熔化頻率最高的始發(fā)嚴(yán)重事故——直接注入(DVⅠ管線斷裂事故,以及典型高壓熔堆事故—喪失主給水始發(fā)事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反應(yīng)堆堆芯熱工水力行為,并對正常余熱排出系統(tǒng)(RNS)堆芯注水策略的有效性與負(fù)面效應(yīng)進(jìn)行評估。分析結(jié)果表明,在DVI管線斷裂事故和LOFW嚴(yán)重事故序列中,利用RNS進(jìn)行堆芯注水可有效終止堆芯熔化進(jìn)程,維持堆芯長期冷卻。但堆芯再淹沒會(huì)產(chǎn)生更多的氫氣,存在增加安全殼氫氣燃燒風(fēng)險(xiǎn)的可能性。此外通過分析利用嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中輔助計(jì)算文件給出的堆芯最小流量實(shí)施堆芯注水策略,討論注水流量對堆芯冷卻的影響,結(jié)果表明,在實(shí)施堆芯注水策略時(shí),建議在系統(tǒng)允許的情況下采用更高的流速進(jìn)行堆芯冷卻。關(guān)鍵詞:嚴(yán)重事故管理;正常余熱排出系統(tǒng);堆芯注水中圖分類號:TL364.4文獻(xiàn)標(biāo)志碼:A文章編號:1000-6931(2016)03-0446-08doi:10.7538/yzk2016.50.03.0446Analysis of ras Injection Strategyby rns during Severe AccidentLI Ya-bing, GUO Ding-qing, CAO Xue-wu1. School of Mechanical Engineering, Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, ChinaShenzhen China Nuclear Power Design Co. Lid. Shenzhen 518031, China)Abstract: In order to evaluate the effectiveness of normal residual heat removal system(RNS for RCS injection strategy during severe accidents, two ty pical severe accidentsequences were selected and analyzed with MaaP4 code, including direct vessel injection (dvi) line break induced severe accident which contributes most to the core damagefrequency, and loss of feed water (LOFW induced severe accident w hich is a ty picalhigh-pressure core melt accident. Both mitigation effect and negative impact of the RNSnjection strategy were evaluated. The results show that RNS injection can effectivelyterminate core melt progression and keep loin two ty pical seevereaccident sequences. However, more hy rogerCNMHG core reflooding中國煤化工收稿日期:2015-02-05;修回日期:2015-05-06基金項(xiàng)目:國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目(11205099)作者簡介;李亞冰(1990—),女,河南平頂山人,博士研究生,核能科學(xué)與工程專業(yè)通信作者:曹學(xué)武,E-mail: caoxuew if@ sjtu,edu,en第3期李亞冰等:嚴(yán)重事故下正常余熱排出系統(tǒng)向堆芯注水策略分析stage which may lead to hydrogen hazard in the containment. Furthermore, thenfluence of injection flow rate was discussed with the minimum injection flow rate forlong term decay heat removal given by the computational aid documents from the severeaccident management guideline. The analysis results indicate that higher flow rate shouldbe preferred for RCs injection strategy during severe accidents if the injection systemwould be availableKey words: severe accident mitigation normal residual removal system; RCS injection壓水堆核電廠嚴(yán)重事故管理是指采取一系1分析模型列緩解措施盡可能維持三道安全屏障(堆芯、壓1.1核電廠模型力容器、安全殼)的完整性,減少廠外放射性釋利用MAAP4程序建立先進(jìn)非能動(dòng)壓水放2。為提高嚴(yán)重事故管理能力,嚴(yán)重事故情堆核電廠模型,包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)況下可采取的緩解策略有一回路卸壓、堆內(nèi)熔(RCS)、專設(shè)安全設(shè)施以及安全殼系統(tǒng),反應(yīng)融物保持、堆芯注水、氫氣控制、安全殼過堆冷卻劑系統(tǒng)模型由12個(gè)節(jié)點(diǎn)組成,每個(gè)節(jié)濾排放等。先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電廠嚴(yán)重事點(diǎn)即為1個(gè)控制體,模擬實(shí)際主系統(tǒng)狀態(tài)。反故下,一回路冷卻劑喪失,堆芯冷卻不足會(huì)導(dǎo)致應(yīng)堆堆芯等效簡化為1個(gè)圓柱,軸向劃分為堆芯熔毀坍塌,高溫的堆芯熔融物聚集在壓力17個(gè)節(jié)點(diǎn),徑向劃分為η個(gè)同心圓環(huán),模擬堆容器下腔室,可能威脅到壓力容器和安全殼的芯在嚴(yán)重事故工況下的熱工水力行為。安全完整性。因此,嚴(yán)重事故下維持堆芯冷卻,防止殼劃分為12個(gè)隔間節(jié)點(diǎn),其中安全殼內(nèi)部劃堆芯繼續(xù)損壞是目前嚴(yán)重事故管理緩解措施研分為9個(gè)相互連接的隔間節(jié)點(diǎn),而其余3個(gè)隔究的重點(diǎn)間節(jié)點(diǎn)相互連接組成了非能動(dòng)安全殼冷卻系在不同的堆芯損壞狀態(tài)下,堆芯注水對嚴(yán)統(tǒng)。圖1為分析模型示意圖。圖1中:ACC重事故進(jìn)程會(huì)產(chǎn)生不同的、甚至有一些負(fù)面的為蓄壓箱;ADS為自動(dòng)卸壓系統(tǒng);CMT為堆影響。為提高現(xiàn)有運(yùn)行和未來核電廠嚴(yán)重事芯補(bǔ)水箱; IRWST為內(nèi)置換料水箱;PCCS為故的安全性,再淹沒階段堆芯和碎片的可冷卻非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng);PRHR為非能動(dòng)余性是需進(jìn)一步研究的高優(yōu)先級問題。國家核安全局要求現(xiàn)有運(yùn)行以及在建核電廠提高對嚴(yán)重事故的緩解能力,特別是嚴(yán)重事故下的堆芯PCCS應(yīng)急補(bǔ)水能力。針對非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆,當(dāng)專設(shè)安全設(shè)施出現(xiàn)多重故障導(dǎo)致系統(tǒng)功能失效時(shí),可考慮采用非安全級能動(dòng)系統(tǒng)的緩解能力為堆芯提供冷卻。正常余熱排出系統(tǒng)(RNS)可利用燃料裝卸坑(CLP)、乏燃料水池或內(nèi)置換料水箱的水源在嚴(yán)重事故工況下向堆芯蒸汽ADS1-3級門發(fā)生器發(fā)生器注水L PRHRA本文從嚴(yán)重事故緩解的角度,針對先進(jìn)非能動(dòng)壓水堆核電廠,選取直接注入(DVI)管線燃料裝斷裂始發(fā)事故以及高壓熔堆事故序列喪失主給中國煤化工包卸料坑安全殼水始發(fā)事故(LOFW),利用MAAP4程序?qū)Ψ荂NMHG CM隔離閥安全級能動(dòng)系統(tǒng)RNS實(shí)施堆芯注水策略的有下降段RNS泵效性進(jìn)行評估,同時(shí)對影響RNS堆芯注水策略實(shí)施的因素進(jìn)行分析,旨為核電廠制定嚴(yán)重事圖1分析模型示意圖故管理計(jì)劃提供技術(shù)支持Fig1 Schematic diagram of analy tic model448原子能科學(xué)技術(shù)第50卷熱排出換熱器;PRZ為穩(wěn)壓器;RPV為反應(yīng)堆型。模型包含設(shè)置在安全殼外作為水源的壓力容器CLP、兩列RNS泵,以及接入DVI注水管口的RNS包含兩列設(shè)備,每列包含1臺(tái)RNS注水管線。在CLP中水源耗盡后,可切換泵和1臺(tái)RNS熱交換器,兩列共用吸入母管和RNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水以實(shí)現(xiàn)排放母管,吸入母管連接在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)堆芯的長期冷卻的熱管段上,而排放母管與DVI注水管口相1.2事故序列假設(shè)條件連。RNS的主要功能是從吸入母管吸入冷卻根據(jù)事故序列選取的典型性原則,綜合考劑,通過熱交換器的冷卻再從DVI注水口注回慮國內(nèi)外嚴(yán)重事故相關(guān)研究成果,選取DⅥI管RCS,帶走堆芯衰變熱。但在嚴(yán)重事故工況下,當(dāng)線斷裂始發(fā)事故和LOFW始發(fā)事故進(jìn)行RNSRCS壓力降到RNS泵的關(guān)閉揚(yáng)程(1.03MPa)以注水有效性分析。DVI管線的斷裂直接導(dǎo)致1下時(shí),RNS可選擇不通過吸入母管從熱管段取列堆芯安全注入管線的失效,是先進(jìn)非能動(dòng)壓水與RNS熱交換器換熱,而直接從 IRWST、乏水堆概率安全分析(PRA)中堆芯損傷頻率貢燃料水池或CLP取水,通過DⅥ1注水管口獻(xiàn)最大的始發(fā)事故。只有當(dāng)主系統(tǒng)壓力低于RCS提供低壓補(bǔ)水功能為堆芯冷卻提供額RNS泵的關(guān)閉揚(yáng)程1.03MPa時(shí),RNS泵才能外的手段。本文在分析利用RNS向堆芯注水向堆芯注水,對于高壓熔堆事故序列,在啟動(dòng)時(shí)采用位于安全殼外的CLP作為水源, CLP RNS前需實(shí)施RCS卸壓措施。因此,選取了可注射水容積為396m3。LOFW導(dǎo)致的典型高壓熔堆事故序列。嚴(yán)重在核電廠模型的基礎(chǔ)上,增加RNS的模事故序列假設(shè)列于表1。表1嚴(yán)重事故序列假設(shè)Table 1 Assumption for severe accident sequenceA Ds事故序列IRWST重力再循環(huán)堆腔氫氣PRHRCMT ACC水管線管線淹沒管線點(diǎn)火器DⅤI管線斷裂基準(zhǔn)事故N14/41DVI管線斷裂-RNS注水N1/2/20/20/422LOFW-RNS注水(ADS4)N0/243)/40/20/2注:1)N表示失效,Y表示有效2)n/m中m表示該系統(tǒng)的列數(shù),n表示其中有效的列數(shù)3)手動(dòng)開啟RCS卸壓當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到923K后,進(jìn)入嚴(yán)重部件雖不具有安全功能,但仍屬抗震Ⅰ類壓力事故管理導(dǎo)則(SAMG),依據(jù)相關(guān)策略,采取嚴(yán)邊界,這增加了RNS在嚴(yán)重事故中的可用性,重事故緩解措施。對于堆芯注水策略,若非在這兩條事故序列中,堆腔淹沒管線均有能動(dòng)安全注入系統(tǒng)失效,則應(yīng)及時(shí)確認(rèn)其他可效,堆腔注水策略可在技術(shù)支持中心(TSC)人用的堆芯注水措施,若此時(shí)主系統(tǒng)已卸壓,則可員到位之前,操縱員依據(jù)嚴(yán)重事故主控室導(dǎo)則利用RNS泵向堆芯提供低壓力安全注入的功容實(shí)施,因此在堆芯出口溫度達(dá)到能。操縱員可通過打開相應(yīng)吸入管線的閥門、中國煤化工腔淹沒管線。之后考余熱排出排放隔離閥以及開啟RNS泵實(shí)現(xiàn)這CNMHG人員到位、決策制定功能,且當(dāng)注水水源耗盡,還可以切換吸入管及操縱員操作等時(shí)間,在實(shí)施不同策略之前考線從安全殼地坑取水,為堆芯提供長期可控的慮一定的時(shí)間延遲。對于DVI管線斷裂事故冷卻。由于RNS的部分管道在停堆冷卻階段假設(shè)堆腔淹沒開啟后推遲20min開啟RNS注需作為一回路壓力邊界的一部分,這類管道與水;對于喪失主給水事故序列,由于在實(shí)施堆芯第3期李亞冰等:嚴(yán)重事故下正常余熱排出系統(tǒng)向堆芯注水策略分析449注水前需RCS卸壓,多個(gè)緩解策略先后實(shí)施,系統(tǒng)壓力與堆芯水位均迅速下降。在未實(shí)施考慮實(shí)際的決策與操作過程,在實(shí)施堆腔淹沒堆芯注水策略的基準(zhǔn)事故中,隨著CMT與后,延遲l0min實(shí)施RCS卸壓策略,并在此基ACC水源耗盡,壓力容器水位不斷下降(圖礎(chǔ)上,延遲30min開啟RCS注水。在CLP水2b),在2405s時(shí)堆芯開始裸露,由于衰變熱源接近排空時(shí),切換RNS泵的吸入管線,從安無法排出,堆芯溫度不斷升高,堆芯開始熔全殼地坑取水,為堆芯提供長期冷卻。SAMG化,并在6033s時(shí)熔融堆芯開始向下腔室坍中給出了RNS注水的流量曲線,當(dāng)RCS壓力塌,在9572s整個(gè)堆芯完全坍塌至下封頭,整低于關(guān)閉揚(yáng)程,RNS泵的注水流量隨RCS壓個(gè)熔融堆芯最終在壓力容器下封頭形成171t力的下降而增加,當(dāng)RCS壓力低于0.8MPa的熔融池。圖2c中基準(zhǔn)事故的堆芯最高溫度時(shí),RNS泵注水流量可達(dá)到525m3/h。對于曲線突降是由于堆芯完全坍塌,而不是由于RCS卸壓策略,根據(jù)SAMG,采用手動(dòng)開啟冷卻引起的ADS4級閥門實(shí)現(xiàn)。2976s時(shí)堆芯出口溫度達(dá)到923K,考慮20min的延遲作為操縱員響應(yīng)時(shí)間,在4176s2RNS堆芯注水策略有效性分析時(shí)手動(dòng)開啟RNS,RNS開始從CLP向堆芯注2.1DV管線破裂事故序列分析水,如圖2b所示,壓力容器水位迅速上升并淹表2列出DⅥI管線斷裂嚴(yán)重事故進(jìn)程。沒堆芯,6735s時(shí)CLP水耗盡,切換RNS泵DⅥI管線發(fā)生破裂后,主系統(tǒng)的冷卻劑會(huì)快從安全殼地坑向堆芯注水,實(shí)現(xiàn)堆芯的長期冷速向安全殼釋放,主系統(tǒng)壓力迅速下降,如圖卻。RNS注水之后,堆芯最高溫度逐漸降低,2a所示,反應(yīng)堆因主系統(tǒng)低壓停堆,CMT與并趨于穩(wěn)定,說明RNS注水有效冷卻堆芯,阻ACC相繼啟動(dòng),堆芯水位得以維持一段時(shí)間,止了堆芯的進(jìn)一步熔化,避免了堆芯向下封頭由于CMT水位下降,觸發(fā)ADS自動(dòng)卸壓,主的遷移(圖2d)表2DⅥI管線斷裂嚴(yán)重事故進(jìn)程Table 2 Process of severe accident sequence for DVI line break時(shí)間/s事件基準(zhǔn)事故RNS堆芯注水DⅤI管線斷裂應(yīng)堆停堆CMT啟動(dòng)PCCS啟動(dòng)安注箱啟動(dòng)ADS1自動(dòng)啟動(dòng)617ADS2自動(dòng)啟動(dòng)ADS3自動(dòng)啟動(dòng)安注箱排空ADS4自動(dòng)啟動(dòng)1584堆腔水位達(dá)到83英尺1)(94.82m)標(biāo)高堆芯開始裸露24052405堆腔淹沒啟動(dòng)2976RNS注水開啟堆腔水位達(dá)到98英尺2)(99.39m)標(biāo)高堆芯開始向下封頭遷移H中國煤化工CNMHGRNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水6735下腔室燒干堆芯完全坍塌至下腔室注:1)83英尺為壓力容器下封頭焊縫所在安全殼標(biāo)高2)98英尺為壓力容器保溫層蒸汽排出口所在安全殼標(biāo)高原子能科學(xué)技術(shù)50卷口基準(zhǔn)事故口基準(zhǔn)事故△RNS注水△RNS注水R一活性區(qū)頂部活性區(qū)底部50020005000100001500020000時(shí)間/s時(shí)間/s3000口基準(zhǔn)事故△RNS注水200△RNS注水250015005002000040000時(shí)間/s時(shí)間s圖2DⅥI管線斷裂事故下各參數(shù)隨時(shí)間的變化Fig 2 Parameters ys. time under DvI line break accident分析結(jié)果表明,在DⅥI斷裂事故中,通過件發(fā)生后,二次側(cè)熱阱喪失,導(dǎo)致堆芯升溫升開啟1臺(tái)RNS泵實(shí)施堆芯注水,可有效終止堆壓,穩(wěn)壓器安全閥沖開,冷卻劑向安全殼隔間釋芯熔化進(jìn)程,維持堆芯長期冷卻。放。穩(wěn)壓器安全閥的頻繁開啟關(guān)閉,使一回路2.2LOHW事故序列分析壓力維持在其開啟整定值附近,如圖3a所示。表3列出LOFW嚴(yán)重事故進(jìn)程。始發(fā)事在未實(shí)施堆芯注水策略的基準(zhǔn)事故中,由于假設(shè)1~4級ADS自動(dòng)開啟失效,主系統(tǒng)持續(xù)處表3IOW嚴(yán)重事故進(jìn)程于高壓狀態(tài)。堆芯冷卻劑得不到補(bǔ)充,導(dǎo)致壓Table3 Process of severe accident sequence for lOFW力容器水位迅速下降,如圖3b所示。8232s時(shí)間/s時(shí)堆芯出口溫度達(dá)到923K,實(shí)施堆腔淹沒,從事件基準(zhǔn)ADs4卸壓+外部冷卻壓力容器帶走堆芯熱量。至8773s事故RNS注水時(shí),蒸汽發(fā)生器傳熱管發(fā)生蠕變失效,回路壓主給水喪失停堆力降低至二次側(cè)壓力。之后堆芯持續(xù)得不到冷穩(wěn)壓器安全閥開啟卻最終整個(gè)堆芯全部坍塌,圖3c中基準(zhǔn)事故的PCCS啟動(dòng)53995399堆芯最高溫度曲線因此發(fā)生突降,并在壓力容堆芯開始裸露6291堆腔淹沒啟動(dòng)82328232器下封頭形成169t的熔融池,如圖3d所示。堆腔水位達(dá)到83英尺標(biāo)高82498249對于開啟RNS的工況,當(dāng)堆腔注水開啟后蒸汽發(fā)生器傳熱管蠕變失效8773延遲10min,手動(dòng)開啟ADS4實(shí)施卸壓,卸壓ADS4級手動(dòng)開啟1中國煤化工32s時(shí)手動(dòng)開啟RNS堆腔水位達(dá)到98英尺標(biāo)高103931051CNMH(于RNS泵的關(guān)閉揚(yáng)RNS注水開啟10632程,能向堆芯注水。壓力容器水位恢復(fù)(圖RNS泵從安全殼地坑取水向堆芯注水堆芯開始向下腔室遷移l1617142393b),終止了堆芯繼續(xù)熔化坍塌。13236s時(shí),下腔室燒干CLP水耗盡,切換RNS泵從安全殼地坑向堆堆芯完全坍塌至下腔芯注水,形成堆芯的長期冷卻。由于喪失主給第3期李亞冰等:嚴(yán)重事故下正常余熱排出系統(tǒng)向堆芯注水策略分析451口基準(zhǔn)事故口基準(zhǔn)事故△RNS注水△RNS注水活性區(qū)下出州活性區(qū)底部50001000015000200005000100001500020000時(shí)間/s時(shí)間/s長2500口基準(zhǔn)事故理2000△RNS注水口基準(zhǔn)事故△RNS注水100020000400002000040000于間/s時(shí)間/s圖3LOFW事故下各參數(shù)隨時(shí)間的變化Fig 3 Parameters ys. time under lofw accident水事故進(jìn)程較為緩慢,以及多個(gè)緩解措施相繼投LOFW事故,基準(zhǔn)事故中壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)量入考慮的延遲時(shí)間,在RNS注水前,堆芯已開始為484kg,而實(shí)施堆芯注水后,氫氣產(chǎn)生量升熔化,注水實(shí)施后,堆芯最高溫度逐漸降低,如圖高至約519kg(圖5a)。對于基準(zhǔn)事故,由于蒸3c所示,說明堆芯得到了有效的冷卻。從圖3d汽發(fā)生器傳熱管發(fā)生蠕變失效,大部分的氫氣可看岀,RNS注水并未避免堆芯向下腔室遷移通過破口釋放到二次側(cè),因此氫氣濃度較低。的發(fā)生,有29t的熔融物坍塌至下封頭,但堆芯而對于RNS注水工況,壓力容器內(nèi)產(chǎn)生的氫氣注水措施依然終止了堆芯的進(jìn)一步熔化。隨著ADS4級閥門的開啟進(jìn)入安全殼,又由于分析結(jié)果顯示,在LOFW事故中,開啟ADS4實(shí)施RNS注水,壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生量增加級卸壓后實(shí)施RNS堆芯注水策略,可維持堆芯有使安全殼上部隔間積累了大量氫氣,峰值濃度效的冷卻保持了一回路壓力邊界的完整性達(dá)到10%(圖5b)。因此,利用RNS實(shí)施注水會(huì)引起壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生量的增加,并存在3影響因素分析增加安全殼中氫氣燃燒風(fēng)險(xiǎn)的可能3.1堆芯注水對產(chǎn)氫的影響3.2流量對堆芯注水策略的影響堆芯注水策略的一個(gè)重要的負(fù)面影響即在針對堆芯注水策略,在制定緩解策略時(shí),除需堆芯再淹沒期間,高溫的鋯金屬與水發(fā)生劇烈確定可用的系統(tǒng)與注水管線,還需確定堆芯注入反應(yīng)并快速產(chǎn)生氫氣。在堆芯熔化的前期,堆的流量。SAMG的輔助計(jì)算文件CA)給出了基芯中的包殼材料尚未發(fā)生損壞,此時(shí)堆芯再淹于衰變熱計(jì)算的帶走堆芯衰變熱所需的最小堆芯沒會(huì)產(chǎn)生大量蒸汽與裸露的鋯包殼,同時(shí)包殼注水流量曲線,用以確定堆芯注水的最低注水量。的破碎會(huì)加劇這一過程。在DVI管線斷裂事田晶小溘暑進(jìn)行堆芯注水,討論注水故中,基準(zhǔn)事故中壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)量為253kg中國煤化工影響。由于最小流量隨而開啟RNS注水后,壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)量升高CNMH際的可操作性計(jì)算中采至310kg(圖4a)。但由于堆芯注水后,冷卻劑用的流量為停堆開始至RNS泵啟動(dòng)的時(shí)間所對在堆芯不斷蒸發(fā),使安全殼壓力與水蒸氣的份應(yīng)的堆芯注水最小流量,為57m3/h,遠(yuǎn)小于RNS額均高于基準(zhǔn)事故,因此,在事故后期氫氣濃度泵的設(shè)計(jì)流量。開啟RNS注水后,堆芯水位緩慢反而低于基準(zhǔn)事故下的濃度(圖4b)。而對于上升,如圖6a所示。由堆芯最高溫度的變化可知,原子能科學(xué)技術(shù)50卷口基準(zhǔn)事故oRNS注水蘭禮出口基準(zhǔn)事故oRNS注水100爛。趙送0400002000040000時(shí)間/s圖4DVI管線斷裂事故下的壓力容器內(nèi)產(chǎn)氫質(zhì)量和安全殼上部大空間氣體濃度Fig 4 Mass of hydrogen generated in core and gas concentrationler dvi line break accident減禮口基準(zhǔn)事故oRNS注水譽(yù)胎口基準(zhǔn)事故oRNS注水2200004000020000時(shí)間/s時(shí)間/s圖5LOFW事故下的壓力容器內(nèi)產(chǎn)氫質(zhì)量和安全殼上部大空間氫氣濃度Fig 5 Mass of hydrogen generated in core and hydrogen concentrationin upper compartment under LOFW accident注水2500口最小注水流量臺(tái)RNS泵注水活性區(qū)底部口最小注水流量口最小注水流量ol臺(tái)RNS泵注水ol臺(tái)RNS泵注水中國煤化工CNMHG圖6最小注水流量工況下各參數(shù)隨時(shí)間的變化Fig 6 Parameters vs. time under minimum injection rate第3期李亞冰等:嚴(yán)重事故下正常余熱排出系統(tǒng)向堆芯注水策略分析453低流量的注入雖維持了壓力容器的水位,但對ZoU Jie, TONG Lili, CAO Xuewu. Assessment于堆芯的冷卻速度卻很緩慢,至約50000s左of passive containment cooling system perform右堆芯最高溫度才開始下降(圖6)。同時(shí),由ance during severe accident [J]. Atomic Energy于壓力容器水位上升緩慢,堆芯裸露時(shí)間長,使and Technology, 2014, 48( Suppl.)壓力容器內(nèi)產(chǎn)生更多的氫氣,至367kg,增加了55kg(圖6c),安全殼中氫氣的濃度也有所[3]李京喜,黃高峰佟立麗等,DⅥI管線破裂始發(fā)嚴(yán)重事故的IR分析[].原子能科學(xué)技術(shù),升高(圖6d)2010,44(增刊):238-241利用最小堆芯注水流量能維持壓力容器水LI Jingxi, HUANG Gaofeng, TONG Lili, et al位,冷卻堆芯,但所需時(shí)間更長,同時(shí)會(huì)產(chǎn)生更多Severe accident induced by DVI line break [J]的氫氣。因此在執(zhí)行堆芯注水策略時(shí),采用最小A tomic Energy Science and Technology 2010堆芯注水流量可實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻,但如果系統(tǒng)條件44(Suppl. ) 238-241 (in Chinese允許,則建議使用更高的注水流量實(shí)施堆芯注4L1Jx, TONG L, CAOXW. Effect of hydro水,以更迅速地冷卻堆芯,避免額外的氫氣產(chǎn)生。gen combustion in the primary pump com parment[J]. Nuclear Science and Techniques, 201223:369-3734結(jié)論本文針對100MWe非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆5] YUAN K, GUO D Q, TONG LL,etl,Ewluation of containment venting strategy via VFS核電廠,選取DⅥI管線斷裂事故、典型高壓熔path for advanced passive PWR NPP LJ].Pro堆事故序列LOFW,結(jié)合相應(yīng)的嚴(yán)重事故管理gress in Nuclear Energy, 2014, 73: 102-106導(dǎo)則,對RNS堆芯注水策略的有效性進(jìn)行了評[6]TAOJ,LIJX, TONGL L,etal. Core coolin估,并對影響RNS堆芯注水策略實(shí)施的因素進(jìn)in pressurized-water reactor during water injec行了討論,得出以下結(jié)論tion[J. Nuclear Science and Techniques, 2011)根據(jù)事故分析,RNS堆芯注水及時(shí)投22(1):60-64入,能維持堆芯充足冷卻,RNS堆芯注水策略714 LBIOL T, van dOrSSelaere J P,CHAU有效可行。在高壓事故序列中實(shí)施RNS堆芯search network ofexcellenceJ. Progress in Nu注水策略前需進(jìn)行主系統(tǒng)卸壓。clear Energy, 2010, 52(1): 2-102)事故分析表明,利用RNS實(shí)施堆芯注B] WINTERS J W, VIJUK R P, CUMMINS W E水策略會(huì)引起壓力容器內(nèi)氫氣產(chǎn)生質(zhì)量的增AP-1000 design control document, Rev. 19[R]加,有可能增加安全殼內(nèi)氫氣燃燒的風(fēng)險(xiǎn)USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 20113)通過最小堆芯注水流量與1臺(tái)RNS泵[9] Westinghouse electric co,LLC.APl000 proba的設(shè)計(jì)流量注水的對比,在實(shí)施堆芯注水策略bilistic ris1[R].時(shí),建議如果系統(tǒng)條件允許,采用更高的注水流USA: Westinghouse Electric Co. LLC. 2003量實(shí)施堆芯注水[10 Westinghouse Electric Co. LLC. Development ofsevere accident management guidelines, Rev. 0參考文獻(xiàn)R]USA: WestinIghouse Electric Co. LLC[1 TONG L L, HUANG G F, CAO X W.Simula-11 LIY, TONG L, CAOX. Influence of RCS detion of fission products behavior in severe accipressurization strategy on hy drogen risk [c]//dents for advanced passive PWR[J]. Annals ofNuclear Energy, 2015, 76: 493-50中國煤化工al conference on Nuclearn society of Mechani[2]鄒杰,佟立麗,曹學(xué)武.典型嚴(yán)重事故非能動(dòng)安CNMHG全殼冷卻系統(tǒng)效果分析[冂].原子能科學(xué)技術(shù),2014,48(增刊):362-368