严重事故下安全壳内环境条件计算分析
第27卷第l期(增刊)
2 0 0 6 年2月
核动力工程
NLIclear Power Engilleering
VoI．27．No．1(S1)
Feb． 2 0 0 6
文章编号：0258．0926(2006)0l(S1)一0013-05
严重事故下安全壳内环境条件计算分析
陈松，刘鑫，史国宝，朱鑫官，蔡剑平
(上海核工程研究设计院．200233)
摘要：参照对先进压水堆安全壳的要求，结合恰希玛二期工程严重事故缓解措施．对大破口失水事故
(LL0cA)叠加安注失效、小破口失水事故(sL0cA)叠加安注失效、全厂断电(sB0)叠加柴油机驱动的辅助给
水失效等严重事故序列可能影响安全壳内环境的条件及缓解措施进行了分析。结果表明．恢复喷淋可以明显
地降低安全壳内的压力和温度，有效地改善安全壳内的环境，从而改善各种仪表设备的工作条件。
关键词：严重事故；安全壳环境条件；堆腔；氢气缓解设施；喷淋
中图分类号：TL364+．4 文献标识码：A
1 引 言
文献[1，3]要求先进压水堆设计中考虑严重
事故。为此，在恰希玛二期工程设计中考虑了如
下严重事故缓解措施，以提高其事故防御能力：
①严重事故工况下冷却剂系统快速卸压功能；
②用堆腔注水冷却掉入下腔室内的熔融物；③安
全壳内设置氢气复合器。
恰希玛二期工程中，严重事故的诊断仪表、
缓解系统及设备主要位于安全壳内，需要确定严
重事故下安全壳内可能出现的环境条件，从而确
定相应的安全壳内的环境要求，以便复核严重事
故中必须运行的安全壳内设备的可用性。
严重事故过程中，安全壳内主要严重事故现
象包括安全壳缓慢升压和安全壳直接加热
(DcH)。由高压熔堆产生的熔融物喷射引起的安
全壳直接加热对安全壳造成的压力和温度冲击十
分严重，但其发生概率极低，可以不予考虑。
有关分析已表明，在高压熔堆过程中，主管
道热段、稳压器波动管的蠕变失效可能先于下封
头失效。因此，本文分析了恰希玛二期工程严重
事故下缓慢升压条件下安全壳的环境条件，并以
此作为安全壳内可能出现的环境条件。
2事故工况的选取
本文分析了如表l所示的多个事故工况下安
收稿日期：2005．1l—Ol：修回日期：2006-Ol-13
表l事故工况的分类
Table l Accident CaSes
安注系统直接 安注系统再工 况
注射阶段失效 循环阶段失效
A 湿堆腔 ／
B 湿堆腔 ／
LLOCA
C 干堆腔 ／
D 干堆腔 ／
E 干堆腔 ／
SLOCA
F 干堆腔 ／
SBO G 湿堆腔 ／
全壳的环境条件，主要结果见表2。结果表明，
湿堆腔情况下的大破口失水事故将产生最高的安
全壳压力，而最高的安全壳大气温度在干堆腔工
况中出现。分析时假定压力容器下封头在严重事
故过程中失效。考虑严重事故下快速卸压措施和
堆腔注水措施的分析表明，严重事故中，恰希玛
二期工程压力容器发生破损的可能性很小；但是，
下封头失效后，安全壳内环境条件更为恶劣。为
此。本文选取大破口失水事故叠加安注失效湿堆
腔工况(简称工况A)，详细描述事故的模拟及结
果．并分析了事故后期喷淋恢复后安全壳压力、
温度的变化趋势，并考虑了启用氢气缓解设施产
生的热量。
万方数据
核动力工程 Vr01．27．No．1(S1)．2006
表2计算结果
1、abJe 2 Cal吼IJated ResuJfs
1天 2天 3天 4天 氢气燃烧
事故工况
p|b姆a ，／℃ p|MPa ，／℃ ∥MPa ，／℃ p|凇a ，／℃ 峰值压力／MPa 峰值温度／℃
A 湿堆腔 O．285 112 85 O 364 123．85 O．447 132 85 O．512 144 85 O．544 667．85
B 湿堆腔 O．252 105 07 O 3ll 113 56 O．370 120 85 0．442 128 35 O．509 675 36
C 干堆腔 O．236 165 05 O 286 166 20 O．465 688 58
D 干堆腔 O 25l 170 55 O 515 75664
E 干堆腔 O 252 166 58 0 338 174 ll O 450 669．22
F 干堆腔 0 25I 172 55 0 298 167 16 0486 68909
G 湿堆腔 O 225 97 85 026l 246．85
3核电厂的模拟和基本假定
本文采用MELCORl．8．3作为计算程序。该
程序能处理严重事故发展中的各种特征，模拟的
恰希玛二期工程各个系统和设备如下：
(1)一回路系统：压力容器及其构件、主泵、
稳压器、波动管、卸压箱：主管道、蒸汽发生器，
共20个控制容积。
(2)二回路系统：蒸汽发生器二次侧、主蒸汽
管道、主给水管道、汽轮机、给水源等，18个控
制容积。
(3)核电厂专设安全设施。
(4)安全壳划分为堆腔、堆腔前室、主设备室、
中子测量室、环廊、大厅，6个控制容积。
(5)对安全壳内一、二回路的各种材料以导热
构件形式进行细模拟，共有120个导热构件。
采用程序计算的恰希玛二期工程主要参数稳
态值与主要设计参数一致(表3)。
表3 MELcOR程序初始值
Table 3 lnitial Conditjons for MELCOR Progr锄
电厂参数 稳态计算值
堆热功率／Mw 998．6
冷却剂平均温度／。C 302
稳压器
匿灸}MPa 15．3
水位／In 5．4
蒸气发生器
压力／MPa 5 6
水位／m 10 04
一回路冷却剂流量(每环)／kg·s。 3491．7
蒸汽流量，kg·S-1 2690
给水流量／kg·s一1 2690
供安洼用的换料水箱水装量／t 1415 O
换料水箱内水温／℃ 50
安全壳自由容积／m3 49000
工况A的假设条件如下：①冷却剂泵吸人段
双端断裂；②不考虑氢气缓解设施，氢气燃烧的
模拟采用程序默认值(当氢气浓度大于7％，水蒸
汽浓度小于55％时才会发生燃烧)；③安全壳高
压或稳压器低压触发反应堆停堆；④停堆信号触
发汽轮机停机；⑤安注和安注再循环系统失效；
⑥安注信号触发主给水隔离；⑦主泵在反应堆停
堆后l s停运并开始隋转；⑧安全壳喷淋和喷淋再
循环失效；⑨换料水箱内水的温度为50℃；⑩堆
芯衰变热采用计算值；⑩压力容器破损后，熔融
物将按照75％：25％比例喷射到堆腔和堆腔前
室。
4事故描述．
大破口失水事故发生后，反应堆主冷却系统
(RCS)的压力迅速下降；0．6s后，安全壳压力增高
引起的安注信号触发反应堆停堆。同时，汽轮机
停机、主给水隔离。停堆后1s，主泵停运。随着
RCS冷却剂装量的迅速减少，堆芯开始裸露。安
注箱的投入，使堆芯水位有所恢复；然而，由于
安注和安注再循环系统无效，在安注箱排空后，
堆芯再次出现裸露，包壳温度升高。当温度达到
826．85℃时，开始发生锆．水反应，产生大量的氢
气和热量。此后，堆内温度继续上升，直至燃料
组件发生熔融。
熔融现象出现后，堆芯下栅板、流量分配板
及吊兰底板先失效。熔融物塌落到下封头，熔融
物与下封头及其贯穿件进行热传递，使压力容器
下封头温度随之升高，直至失效。
发生失水事故后，高温高压的冷却剂经破口
向安全壳喷放，不仅使RCS压力下降，也使安全
壳温度和压力上升。在压力容器下封头失效后，
堆芯熔融物进入反应堆堆腔，与堆腔内的水和混
万方数据
万方数据
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严重事故下安全壳内环境条件计算分析
作者： 陈松， 刘鑫， 史国宝， 朱鑫官， 蔡剑平， CHEN Song， LIU Xin， SHI Guo-bao，
Zhu Xin-guan， CAI Jian-pin
作者单位： 上海核工程研究设计院,200233
刊名： 核动力工程
英文刊名： NUCLEAR POWER ENGINEERING
年，卷(期)： 2006，27(z1)
被引用次数： 6次
参考文献(3条)
1.HAF 102-2004.核动力厂设计安全规定
2.James M Taylor SECY-93-087.Policy Issue (Notation Vote),Technical and Licensing Issues Pertaining
to Evolutionary and Advanced Light Water Reactor (ALWR) Designs 1993
3.ALWR Utility Requirements Document 1996
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2.会议论文 刘鑫 分时间窗口的设备可用性初步分析 2007
设备可用性评估的目的是在堆芯损伤后的严重事故条件下评价设备和仪表的可用性，以达到可控的稳定的状态。严重事故现象可能引起恶劣的高温
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引证文献(6条)
1.邓坚.曹学武 氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果[期刊论文]-原子能科学技术 2008(10)
2.郭丁情.程章华.曹学武 蒸汽份额对安全壳内氢气分布的影响[期刊论文]-原子能科学技术 2008(8)
3.邓坚.曹学武 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析[期刊论文]-核动力工程
2008(2)
4.程章华.曹学武 不同产氢速率对安全壳内氢气分布影响的数值模拟[期刊论文]-核动力工程 2007(6)
5.郭连城.曹学武 核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析[期刊论文]-核动力工程 2007(5)
6.DENG Jian.CAO Xuewu Hydrogen and steam distribution following a small-break LOCA in large dry
containment[期刊论文]-核技术（英文版） 2007(3)
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