毛辉辉1陈树1邓坚1向清安1肖红2
（1. 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041；
2.环境保护部核与辐射安全中心，中国 北京 100082）
【摘要】以模块式小型堆为研究对象，使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列，非能动堆腔注水系统（Passive Cavity Injection System ,PCIS）投入后，分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程，并评价燃料棒结构状态。计算结果表明，堆芯支承板保持支撑燃料组件，堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态，PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。
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关键词 PCIS；堆芯冷却；MELCOR程序
Severe Ａccident Ａnalysis of Ｃore Ｃooling by Passive Cavity Injection System for Small Modular Reactor
MAO Hui-hui1CHEN Shu1DENG Jian1XIANG Qing-an1XIAO Hong2
（1. Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu Sichuan, 610041, China；2. Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environment Protection of P.R. China, Beijing, 100082, China）
【Abstract】The model of Small Modular Reactor is build using MELCOR code. This paper analyzes core heat removed process through the wall of Reactor Pressure Vessel by Passive Cavity Injection System(PCIS), by selecting DVI double-cut rupture as the conservative severe accident sequence, and determine the fuel rod state. The results showed that core support plate support the fuel assembly all the time, most fuel rod could remain standing, the core heat could be removed through the wall of Reactor Pressure Vessel by PCIS.
【Key words】Passive Cavity Injection System；Core cooling；MELCOR code
０前言
中核集团研发的模块式小型堆，在成熟的压水堆核电技术的基础上，采用“非能动”的安全系统和“一体化”反应堆设计技术进行研究，其安全性和经济性达到第三代核能系统技术水平的革新型压水堆。非能动堆芯冷却系统失效的严重事故进程中，堆芯裸露、温度上升后，锆包壳出现裂纹导致裂变产物气体和气溶胶释放；随着围板和成型板熔化，吊篮温度快速上升，并通过水蒸气辐射换热加热压力容器内表面，然后非能动堆腔注水冷却压力容器外表面带出堆芯热量。
堆芯热量通过辐射换热直接由非能动堆腔冷却系统带出的措施，目前应用于高温汽冷堆。高温气冷堆发生事故后，能动堆芯冷却失效时，采取非能动堆腔冷却系统（Passive Reactor Cavity Cooling System，RCCS）带出堆芯热量，保证堆芯完好。堆芯热量通过辐射换热传递到堆芯吊篮、压力容器壁、RCCS璧面。RCCS采用大量小直径圆管以增大传热面积，但GT-MHR 600[1]、清华高温气冷堆（HTR-10）的RCCS采用空气冷却，PBMR400[2]的RCCS采用水冷却。由于压水堆的自身特点，难以采取PCIS带出堆芯热量以保证堆芯完好，但是，模块式小型堆能否通过PCIS避免堆芯支承板失效、堆芯熔融物迁移到下封头。目前国内外还没有公开发表的文献对此问题进行研究。
本文以模块式小型堆为研究对象，使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列，分析PCIS投入后，堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程，并利用燃料棒失效模型评价其结构状态。
１分析程序和分析模型
１.1分析程序
MELCOR是一个完整的第二代系统性严重事故分析程序，由桑迪亚国家实验室（SNL）为美国核管会（NRC）开发的PSA工具，能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果。本文使用MELCOR 2.1版本（非常感谢环境保护部核与辐射安全中心提供了该程序的使用权），与MELCOR 1.8.5相比，取消下封头（BH）模块，改进COR模块，新增乏燃料水池和高温气冷堆模拟模型。在COR模块中，新增堆芯围板和成型板、堆芯和下腔室熔融池模型、熔融池硬壳形成模型、改进下封头传热失效模型等等。
１.2电厂模型
MELCOR模型模拟了一回路系统、二回路系统、自动卸压系统、非能动堆芯冷却系统和PCIS系统，节点图见图1。
Fig.1 Small Modular Reactor Noding Diagram
堆芯径向分为6环，第1环到第4环从内到外全为通道区域（燃料组件），第5环由通道区域（燃料组件）和旁通区域组成，第6环仅在下腔室。堆芯径向1到5环分别代表3.5、9.5、14、18、12个燃料组件。堆芯轴向划分为21段，第1到6段代表下封头，第7段代表堆芯支承板，第8、9段代表下部非活性区，第10到19段代表活性区，第20、21段代表上部非活性区。
１.3燃料棒失效模型
随着燃料温度上升，包壳外表面氧化形成氧化锆包壳，氧化锆熔化温度大于锆熔化温度，因此部分熔化锆从氧化锆包壳的裂缝中释放，同时氧化锆包壳仍然保持棒状结构状态，燃料棒失效模型见图2。完整燃料棒坍塌的温度与失效时间对应关系[3]见表1。燃料棒失效机理为氧化包壳熔化导致失效或者下部支撑结构失效。
２分析方法
选取保守的事故序列，即安注管线双端剪切断裂严重事故，并假设IRWST出口隔离阀没有开启导致非能动堆芯冷却系统没有投入，因此仅考虑堆芯补水箱、安注箱和PCIS成功投入、冷却堆芯。由于安注管线双端剪切断裂，因此仅有一个堆芯补水箱和安注箱可以进入压力容器，同时由于破口位置较低（位于堆芯上部非活性区），压力容器内的水装量将大量丧失，因此堆芯热量带出的唯一方式是PCIS冷却压力容器壁。
Fig.2The Fuel rod Degradation Model
根据衰变热计算PCIS流量,假设注水入口温度为50℃，出口温度为95℃，考虑裂变产物和气溶胶挥发时，PCIS流量从事故后2小时的64m3/h递减到事故后4小时的403/h及事故后20小时的303/h。本文中假定PCIS初始注水流量为45m3/h，递减到事故后20小时的30m3/h。
PCIS投入时间最晚应该在压力容器内壁面温度快速上升之前，考虑到压力容器的淹没时间约0.15小时（堆腔注水区域的压力容器与保温层之间水体积约6.5m3,假设初始注水流量45m3/h），因此PCIS投入时间最晚应该在吊篮温度快速上升之前。堆芯出口温度达到650℃时或则更早时间投入PCIS，可以更早冷却较热的压力容器壁面、尽可能减少堆芯熔化份额和降低堆芯支承板峰值温度。因此，本文假设堆芯出口温度达到650℃时，PCIS投入。
３分析结果
３.1堆芯结构状态
径向环1、2（13组燃料组件）上部非活性区及活性区的4/5包壳熔化、燃料坍塌，径向环1、2活性区下部1/5及周围44组燃料组件的燃料棒保持棒状结构状态。径向环1和2部分包壳节点温度见图3。
围板上部4/5熔化，成型板中间3/5熔化、两端各1/5没有熔化。熔化的围板和成型部分进入下封头。
堆芯活性区中间的吊篮温度最大,其内、外表面温见图4，从图可知内、外表面都没有达到熔化温度，且缓慢下降。
堆芯支承板的温度见图5，从图可知，堆芯支承板温度约在15小时达到峰值1060℃后开始下降，堆芯支承板没有失效，保持支撑上部的燃料组件。
综上所述，堆芯熔化前和熔化后的结构状态见图6。
３.2下封头状态
仅有部分熔化的围板和成型进入下封头。下封头水位和水质量见图7，可知事故后20小时内下封头内仍然有水，只是在不断减少。
3.3PCIS带热量
堆芯衰变热和PCIS带出热量见图8，从图可知，事故后2.1小时吊篮温度快速增加（图4）、2.3小时压力容器内壁面温度快速上升，因此事故后2.5小时PCIS带出热量快速增加，事故后10小时CIS带出热量和堆芯衰变热接近。
４结论
本文使用MELCOR程序分析非能动堆腔注水冷却堆芯过程，重要结论如下：
（1）堆芯中心13组燃料组件的包壳熔化、燃料坍塌，周围44组燃料组件包壳保持棒状结构状态；
（2）堆芯支承板在事故后约15小时达到峰值温度1060℃，其后开始下降，堆芯支承板没有失效，始终支撑着上部的燃料组件；
（3）事故后20小时内下封头内仍然有水，只是在不断减少；
（4）PCIS投入后，逐步带出堆芯热量，事故后10小时PCIS带出热量和堆芯衰变热接近，完全实现堆腔注水冷却堆芯。
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参考文献
［１］Ni zhen, Prismatic Modular Reactor analysis with MELCOR[D]. Texas A&M University, December 2008
［２］James Robert corson, JR, Development of MELCOR input techniques for Hight Temperature Gas-cooled Reactor analysis[D]. Texas A&M University, May 2010
［３］State-of-the-Art Reactor Consequence Analyses Project- MELCOR Best Modeling Practices[Z].NUREG/CR-7008 July 2010 Sandia National Laboratories.
［责任编辑：曹明明］