ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析.pdf

第 3 6卷第 6期 2 0 1 5 年1 2 月 核 动 力 工 程 Nuc l e a r Po we r En gi n e e r i ng Vb 1 3 6No 6 D ec 20l 5 文章编号：0 2 5 8-0 9 2 6(2 0 1 5)0 6 0 0 5 6-0 5；d o i：1 0 1 3 8 3 2 j j n p e2 01 5 0 6 0 0 5 6 R O A A M应用于 A C P 1 0 0 0严重事故下实施 IV R策略的有效性概率分析 关仲华，向清安，陈彬，余红星 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，成都，6 1 0 0 4 1 摘要：基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型，采用风险导向事故分析方法(R O A A M)分析 压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(I V R)策略的 有效性。以核电厂一级概率安全评价(P S A)分析结果为参考，计算 A C P 1 0 0 0典型严重事故序列，分析影 响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明：A C P 1 0 0 0发生假象的严重事故情况下，I V R 策略 有效性概率大于 9 9；由于熔融池顶部的金属层出现集热效应，下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。关键词：堆芯熔融物；压力容器内滞留；风险导向事故分析方法 中图分类号：T L 3 6 4 4 文献标志码：A Pr ob ab i l i t y An aly s i s f or Ef f e c t i v en e s s o f I VR r a t e gy dur i n g Sev er e Ac c i den t s f or ACP1 0 0 0 t hr ou gh ROAAM G u a n Z h o n g h u a，Xi a n g Q i n g a n，C h e n B i n，Yu H o n g x i n g S c i e n c e a n d Te c h n o l o g y o n Re a c t o r S y s t e m De s i g n Te c h n o l o g y L a b o r a t o r y，Nu c l e a r P owe r I n s t i t u t e o f Ch i n a，Ch e n g d I l 61 0 0 41，Ch i n a Ab s t r a c t：T h e r i s k-o r i e n t e d a c c i d e n t a n a l y s i s me t h o d o l o g y(R O AAM1 i S i n t r o d u c e d t o e v a l u a t e t h e e ffe c t i v e n e s s o f t h e i n v e s s e 1 r e t e n t i o n f I VR1 o f t h e mo l t e n c o r i u m t h r o u g h e x t e ma l r e a c t o r v e s s e l c o o l i n g d u r i n g s e v e r e a c c i d e n t s o f p r e s s u r i z e d Wa t e r r e a c t o r s wi t h a s i mp l e me c h a n i s t i c h e a t t r an s f e r mo d e l t o s i mu l a t e t h e h e at t r a n s f e r f r o m t h e mo l t e n p o o l t o t h e r e a c t o r v e s s e 1 By c o mb i n i n g t h e r e s u l t s o f L e v e 1 1 p r o b a b i l i s t i c s a f e t y a s s e s s me n t t h e s e v e r e a c c i d e n t s e q u e n c e s c a l c ul a t i o ns a n d t h e u nc e r t a i n t y an a l ys i s O f h e a t t r a n s f e r i n c o r i u m t he ov e r a l l s u c c e s s p r o b a b i l i t V o f t h e I VR s t r a t e g y un d e r s e v e r e a c c i d e n t c o n d i t i o n c a n b e r e a s o n a b l y p r e d i c t e d T h e p r e l i mi n a r y a p p l i c a t i o n o f t h i s a p p r o a c h f o r ACP 1 0 0 0 n u c l e a r p o we r p l ant s h o ws t h at t h e s u c c e s s p r o b a b i l i t y o f t h e I VR s t r a t e g Y i S mo r e t h an 9 9 a n d the mo s t d a n g e r o u s p o s i t i o n i s at t h e b o t t o m o f t h e t o p me t a l l i c l a ye r d u e t o t h e f oc us i ng e f r e c t K e y wo r d s：Co r e mo l t e n c o r i u mI n v e s s e l r e t e n t i o n Ri s k-o r i e n t e d a c c i d e n t an a l y s i s me t h o d o l o g y 0 前言 堆芯熔融物滞留在压力容器内(I V R)是许 多先进轻水堆核电站严重事故缓解策略之一【l，2】。它通过堆腔注水冷却压力容器外部，把坍塌到下 腔室的堆芯熔融物的余热导出压力容器外，以保 证压力容器的完整性，避免堆芯碎片迁移到压力 容 器外 导致如熔 融堆 芯与混凝 土相互 作用(MC C I)、安全壳内氢气爆炸等复杂现象。I V R 策略先后被芬兰 L o v i i s a 核电厂(V V E R-4 4 0)【3 J、美国西屋公 司设计的 AP 6 0 0 TM及 AP 1 0 0 0、韩 国的 AP R1 4 0 0 4 P J,及国内中核集团设计的AC P 1 0 0 0 等 先进压水堆采用。研究表明【4 JI V R 策略应用于 中小功率核电厂具有较大热工裕量，但是如果应 用于较高功率反应堆，如果下封头局部热流密度 收稿 日期：2 0 1 5-0 2 0 2：修回日期：2 0 1 5-0 3 1 1 作者简介：关仲华(1 9 8 O 一)，男，工程师，硕士。现从事反应堆热工水力和安全分析工作 关仲华等：R O A A M应用于 A C P I O 0 0 严重事故下实施 WR策略的有效性概率分析 5 7 超出了下封头外表面的临界热流密度，会发生沸 腾危机，压力容器将会失效。I V R研究的主要焦点是堆芯熔融物与压力容 器的传热机理，以及如何考虑实施 I V R时压力容 器内部复杂现象所面临的大量不确定性问题。目 前国际上对此问题的解决办法之一是采用风险导 向的事故分析方法(R OA AM)来评价 I V R的有 效性2,5,6 1。R O A A M 方法通过概率分析框架，将 描述事故物理现象的确定论分析模型、参数和不 确定性有机地结合在一起，能够较为现实地估计 事故后果，较好地解决假想极端事故分析的保守 性和现实性问题。A C P 1 0 0 0是采用国际最高安全标准研发设 计的三代核电机型。本文首先简介国际上研究堆 芯熔融物与压力容器的确定论传热模型，然后介 绍 R O AAM 的总体分析技术，最后 以 AC P 1 0 0 0 为例分析发生假象的严重事故并实施 I V R后堆芯 熔融物在压力容器内的传热现象及不确定性，得 到 I V R策略的有效性概率。1 确定论传热模型简介 由于堆芯熔融物的物质成分不同及各成分的 密度各异，目前国际上普遍认为堆芯熔融物迁移 到压力容器下封头内会形成分层结构 的熔融池，主流观点认为熔融池稳定分层结构主要有 2 层熔 融池结构和 3层熔融池结构。2层结构熔融池下 层主要是由密度较大的金属氧化物(UO 2 和 Z r O2)组成，熔融池上层由密度较小的金属(z r 和不锈 钢)组成。3层结构熔融池是在上述 2层结构的 底部出现一层重金属层。有不少专家建立了 1 维或 2 维模型来模拟堆 芯熔融物在下腔室内的传热现象，如 H e n r y和 F a u s k【l】P a r k和D h ir ，特别是 T h e o f a n o u s 、Re mp e 引、E s ma i li 和 K h a t i b R a h b a r 6 等总结出了 较为全面而准确的研究方法和计算模型。在熔融 物分层结构与传热研究方面主要有 C O P O实验、UC L A实验、AC OP O实验、mi n i AC OP O实验、ME L AD实验等。本文采用熔融物确定论一维传热模型主要参 考下列 3个模 型：UC S B模型I、1 NE E L模型【引、E K模型【6】，并主要以 E K模型为基础建立了典 型的2 层熔融池结构传热模型，其中的熔融物材 料物|l生 参数主要参考 I N E E L模型】。E s m a i l i 与 K h a t i b R a h b a r 6 1 曾在 A P 1 0 0 0的堆芯熔融物传热 分析中研究了不同换热关系式对结果的影响，包 括了 U C S B模型、I N E E L模型和 E K模型，不同 关系式得到的结果非常接近。2 R OA AM 介绍 R O A A M 主要用于分析发生概率极低但后果 十分严重 的假想极端事故，这类事故的特点是对 其物理现象缺乏足够的认识。R O A A M 通过概率 论与确定论相结合的方法，贯彻了“剩余风险”、“截断频率”以及“纵深防御”的概念，应用 R O A A M分析 I V R问题，可以详细研究堆芯熔融 物对压力容器的热负荷，并与压力容器外表面临 界热量密度(C H F)进行对比，通过不确定性分 析，可以量化压力容器失效(或者 I VR策略有效 性)的概率。目前在I V R 分析中与压力容器传热失效分析 的主要不确定性有 3 方面：熔融池中衰变热的功 率、堆内锆的氧化份额、金属层中不锈钢的质量。压力容器外表面 C HF 的不确定性一般 已经考虑 在其实验拟合 的 C HF公式中了。R O AA M 利用概 率密度分布函数表示参数的不确定性，把某个参 数的不确定性变化范围进行划分并赋予概率值，一般定义为含有特定物理意义 3 类概率区域(表 1)【2】。表 1给出了描述“可能发生”、“不太可能 发生”和“极不可能发生”定义现象学的概率比 例值的说明。但是，此种分类方法中定义的概率 比例值可以随着安全 目 标和事故后果的不同而有 所变化。表 l定义现象学的概率比例值 T a b l e 1 S c a l e f o r De fi n i n g P h e n o me n o l o g i c a l P r o b a b i l i t i e s 发生频率 物理含义 1 0 1 该现象可能发生，但其工况只占特征参数的很小 一部分 不能排除该现象发生的可能性，但其工况已不在 1 0-2 合理的特征参数组合之 内 该现象实际上不可能发生，与已知事实违背，认 1 0-3 为其发生可能性极低 RO AA M的分析流程一般是：对3 个主要不确 定性参数的概率分布进行抽样获得参数的大量随 机值，然后把参数值输入到熔融池传热模型中进 行确定论计算分析，得到下封头壁面的热流密度 的计算值 q ；将q 与下封头外壁面临界热流密度 核 动 力 工 程、，0 l-3 6 No 6 2 0 1 5 (C H F)的比值(即g I q i-w)进行概率统计，最终得到g g 的概率分布，从而获得下封头传 热失效概率、I V R 的有效性概率或安全裕度。上述3 个不确定参数的概率密度分布一般是 由确定论计算(如开展严重事故序列计算分析)和专家判断 如参考一级概率安全评价(P S A)分 析的不同事故序列的频率与对堆芯损坏贡献结果】共同给出。实际分析时一般有2 种方法：第1 种is 是选取不同种类的严重事故序列，对 各类事故分别进行计算，从而获得不同事故序列 下的I V R 有效性概率，然后根据一级P S A结果进 行加权归一化计算，得出总的I V R 效性概率。该方法的缺点是需要把所有对堆芯损坏频率(C D F)有重要贡献的事故序列逐一进行包含不 确定分析的R O A A M分析，得到单个事故序列的 I V R 有效性概率，然后再统计全部事故序列的总 有效性概率，需要进行的计算工作非常繁复，所 以一般较少采用；但优点是对每个事故序列的特 点及有效性概率都能有较为清晰的理解。第2 种方法是基于不同种类的严重事故序列 的计算结果。在进行专家判断确定重要参数的概 率密度分布时就考虑了一级P S A 结果，只需要按 照以上步骤进行一次计算即可得到总的I V R 成功 概率，计算工作相对简单。目前国际上大多数采用第2 种方法进行I V R 有效性评价分析。3 概率分析 3 1 事故序列选择 根据A C P 1 0 0 0 的一级P S A 分析的初步结果，筛选出与I V R 相关的各类事故序列对C D F 的贡献 大小。由于I v R 策略主要是针对低压熔堆事故序 列 如大中小冷却剂丧失事故(L O C A)等序列，不适用于高压熔堆(事故后没有自主卸压或人为 卸压)事故序列，也不适用于始发事件是压力容 器破裂的事故序列。另外，为了减少计算量，可 以根据事故过程与现象相似的特点把不同事故序 列进行合并、分组。为了不失一定的保守性，在 相同事故序列组内可以选取事故演变较快的代表 性事故序列进行定量计算分析。3 2 事故序列计算分析 以大 L OC A、中 L OC A、小 L O C A和全厂断 电(S B O)为例，采用 MA A P程序分析上述严重 事故序列。A C P 1 0 0 0 的额定热功率为 3 0 5 0 Mw，堆芯采用 1 7 7 个燃料组件，全堆 U O 2 质量约 9 2 t，锆金属材料约 2 3 t。为了获得某一事故序列下的 重要参数的结果范围，需要对每个事故序列开展 更为详细的不同工况计算分析。如大 L O C A，根 据破口位置(冷段或热段)和破口尺寸(直径 1 5 5、3 5 0、6 9 8 5 m m和双端断裂)的不同组合分为 8 种计算工况，然后根据上述 8 种工况的计算结果，并结合专家判断和调研情况整理出大L O C A严重 事故序列的重要结果。表 2给出了大 L O C A、中 L O C A、小 L O C A和 S B O等 4 类典型严重事故序 列的重要计算结果。表 2 严重事故序列计算的重要结果 T a b l e 2 I mp o r t a n t Re s u l t s o f S e v e r e Ac c i d e n t S e q u e n c e s Ca l c u l a t i o n 对 C DF 不锈钢 序列 锆氧化份额，衰变热 1 w 的贡献 质量 t 大 L O C A 5 l 3 _3 -2 2 O 4 2 6-4 6 2 3 2 O 3 6 9 由 LOCA 8 l 32 2 9-3 40 0-43 6 2 7 7 3 4 0 小 L 0 C A 2 2 2 7 7 S 0 4 3 9 0-4 3 5 2 4 _3 2 8 5 S BO 7 3 7 0,4 5 2 3 8 3 4 6 8 2 2 2 2 7 2 3 3 参数的概率分布 根据严重事故序列计算分析结果、一级 P S A 分析的不同事故序列的频率与对堆芯损坏贡献结 果和专家判断，可获得熔融池中衰变热的功率、堆内锆的氧化份额和金属层中不锈钢质量的概率 密度分布。图 1 图3 给出了上述 3 个重要参数的 概率分布。从图中可以看出，氧化池中衰变热主 要分布在 2 2-2 7 Mw之间，锆氧化份额主要分布 在 2 7 5 0 之间，不锈钢质量主要分布在 3 8 4 3 t 之间。3 4 计算结果 图 4 图 6 给出了R OA AM分析的重要抽样计 越 龆 瓣 鞋 衰变热，M 图 l 氧化池中衰变热概率分布 F i g 1 Di s t r i b u t i o n f o r De c a y Po we r i n Ox i d e P o o l 关仲华等：RO A AM应用于 AC P 1 0 0 0严重事故下实施 I VR策略的有效性概率分析 5 9 图2 锆的氧化份额概率分布 F i g 2 P r o b a b i l i t y Di s t r i b u t i o n f o r Zi r c o n i u m Ox i d a t i o n F r a c t i o n 图 3 不锈钢的质量概率分布 F i g 3 P r o b a b i l i ty Di s t r i b u t i o n for S t a i n l e s s S t e e l Ma s s 图4 氧化池衰变热功率密度概率密度分布 F i g 4 P r o b a b i l i t y Di s t r i b u t i o n for Ox i d e Po o l De c a y P o we r De n s i t y 图 5 氧化池高度概率密度分布 F i g 5 P r o b a b i l i ty Di s t r i b u t i o n f o r Ox i d e P o o l He i g h t 图 6 顶部金属层高度概率密度分布 Fi g 6 Pr o b a b i l i t y Di s t r i b u t i o n for T o p Me t a l l i c L a y e r He i ght 图 7 局部热流密度与 C H F比值的概率密度分布 F i g 7 P r o b a b i l i ty Di s t r i b uti o n o f He a t F l u x e s No r ma l i z e d b y Lo c a l CHF 算结果。从图中可以看出最大概率密度值所对应 的 3个重要结果：氧化池衰变热功率密度是 2 0 MW m ，氧化池高度是 1 5 5 m，顶部金属层高度 是 0 5 7 m。图 7 给出了下封头 3 个典型位置(金属层底 部、氧化池顶部和氧化池底部)的局部热流密度 与 C H F比值的概率密度分布。金属层底部的局部 热流密度与 C H F比值分布在 0 5 5 1 1 7 范围，大 于 1 的概率约为 O 7；氧化池顶部的局部热流密 度与 C H F比值分布在 O 5 0 0 9 2 范围；氧化池底 部的局部热流密度与 C H F比值分布在 0 2 4,4)3 4 范围。根据计算结果，实施 I V R策略后下封头保 持完整的总体成功概率是 9 9 3，最危险的位置 发生在金属层底部，这是由于金属层较薄，在金 属层出现了典型的集热效应。4结论 本文基于堆芯熔融物与压力容器的确定论传 热模型，引入 R O A A M分析 I V R策略的重要不确 定性概率分布，并 以一级 P S A分析结果为参考，4 2 0 8 6 4 2 O 髓郜篓 一 6 0 核 动 力 工 程 V _0 l _ 3 6 No 6 2 0 l 5 计算分析典型严重事故序列，结果表明，A C P I O 0 0 发生假象的严重事故情况下的I V R策略有效性概 率大于 9 9；由于熔融池顶部的金属层出现集热 效应，下封头发生传热危险的主要位置出现在金 属层。参考文献：1 1 He n r y R E，F a u s k e K Ex t e ma l c o o l i n g o f r e a c t o r v e s s e l l o w e r h e a d u n d e r s e v e r e a c c i d e n t c o n d i t i o n s J Nu c l e a r En g i n e e r i n g a n d De s i g n，1 9 9 3，6 4，4 3 3 4 5 5 f 2 1 Th e o f a n o u s T Q Li u C，Ad d i t i o n S，e t a 1 I n-v e s s e I c o o l a b i l i t y a n d r e t e n t i o n o f a c o r e me l t J 1 Nu c l e a r En g i n e e r i n g and De s i gn，l 9 9 7，1 6 9，1 4 8 3 1 K y mala i n e n 0 Y u o mi s t o H T h e o f a n o u s T G I n v e s s e l r e t e n t i o n o f c o r i u m a t t h e L o v i i s a p l ant J N u c l e ar En g i n e e r i n g a n d De s i gn。1 9 9 7，1 6 9，1 O 9-1 3 0 4 1 Re mp e J L，Kn u d s o n D L Marg i n for i n-v e s s e l r e t e n t i o n i n t h e AP R l 4 0 0 VEST A an d S CDAP RELAP5-3 D a n a l y s e s R T e c h n i c a l E v a l u at i o n R e p o r t I NE E L E XT _ 0 4 0 2 5 4 9。2 0 0 4 【5】P ark J H，J e o n g Y H，Wo n p i l B，e t a 1 An a s s e s s me n t me t ho d o l o g y f o r i n-v e s s e l c o r i u m r e t e n t i o n b y e x t e r n a l r e a c t o r v e s s e I c o o l i n g d u r i n g s e v e r e a c c i d e n t s i n P WR s J An n a l s o f Nu c l e ar E n e r g y,2 0 0 1，2 8，1 2 3 7 1 2 5 0 6 1 Es ma i l i H，K ha t i b-Ra h b a r M An a l y s i s o f l i k e l i h o o d o f l o we r h e a d f a i l u r e an d e x-v e s s e l f u e l c o o l ant i n t e r a c t i o n e n e r g e t i c s f o r A P l o o o f1 Nu c l e ar E n g i n e e r i n g and De s i gn，2 0 0 5，2 3 5，l 5 8 3 1 6 0 5 7 1 Pa r k H。Dh i r V KE f r e c t o f o u t s i d e c o o l i n g o n t h e t h e r ma I b e h a v i o r o f a p r e s s u r i z e d wa t e r r e a c t o r v e s s e l 1 o we r h e a d f J 1 Nu c l e ar T e c h n o l o g y,1 9 9 2，1 0 0，3 3 1-3 4 6 8 1 Re mp e J L，Kn u d s o n D L，Al l i s o n C M，e t a 1 P o t e n t i a l f o r AP6 0 0 i n v e s s e l r e t e n t i o n t h r o u g h e x ve s s e I fl o o d i n g R T e c h n i c a l E v a l u a t i o n R e p o r t n、E E L E XT 9 7-0 0 7 7 9 1 9 9 7 (责任编辑：马蓉)