有氢气生成的严重事故中，水注入对压水反应堆的影响1

有氢气生成的严重事故中，水注入对压水反应堆的影响1 有氢气生成的严重事故中，水注入对压水反应堆的影响 作者:陶军 曹学武 上海交大机电学院 200240 概要: 针对1000兆瓦的压水反应堆，研究其在有氢气生成的严重事故中，水注入对其产生的影响，以及对不同的堆芯损毁阶段和不同的注水速率进行。在堆芯下部，聚变堆芯残骸形成前，水注入可以冷却堆芯，进而可避免一系列的事故进程。堆芯峰值温度为1700K的时候，水注入堆芯，重新充满堆芯并使其冷却，可降低氢气生成速率。在堆芯峰值温度为1900K的时候，相比于高注水速率，低速率的注水会增大氢气释放速率，堆芯长时间裸露并处于高温情况下，冷却更慢。在2100-2300K的堆芯峰值温度下，由于水蒸气作用于堆芯，氢气生成速率随注水速率增大而增大。在堆芯峰值温度为2500K的情况下，由于水蒸气作用于迁移中的锆-铀-氧混合物，氢气生成速率将显著增大。堆芯下部产生熔融，氢气的生成几乎难以目测。向熔融池注水时，水蒸气作用在熔融池的支撑外壳上，生成了氢气。强行开启反应堆冷却系统(RCS)的减压阀泄压，对氢气的生成具有重要影响。需要特别留神减压造成的氢气增多。 关键词: 压水反应堆(PWR) 严重事故(Severe accident) 堆芯损毁状态(Core damage state)， 泄压(Depressurization) 注水(Water injection) 氢气生成(Hydrogen generation) 无氧蒸汽(Stream starvation) 1.介绍 在压水反应堆(PWR)的严重事故中，有组织的对向堆芯注水，以消除残余热量并冷却堆芯。此种注水操作在各种堆芯损毁阶段中，诸如保留内管皮的可能性、氢气生成的动力学、反应堆冷却系统回压、裂变产物释放的影响等因素，已被充分了解。对此类不确定因素，需要具备现有的压水反应堆事故处理，以及新的压水反应堆的安全性分析。 在内管阶段氢气生成的压水堆严重的事故中，主要原因是由于锆和其他材质的氧化作用。在有些堆芯损毁阶段中，氢气的生成受限于蒸汽不足，因此需要对蒸汽匮乏的堆芯注水，以消减水汽蒸发。注水所产生的热张力可能导致2i02层的开裂和破碎。该保护层的缺失，将会把底层的锆合金暴露在高温蒸汽中，从而造成氢气生成速率的增加，以及因氧化反应而导致的热量增加。因此，在不同的堆芯破坏阶段的注水，将影响局部氢气浓度以及堆芯电解程度，会影响堆芯冷却策略中的氢气管理效率。这里虚拟了一个1000兆瓦压水反应堆的严重事故，制定堆芯冷却策略，实施堆芯冷却策略，并评估其注水时氢气生成的负面影响。 2.设备描述，分析以及假设 该设备是一个1000兆瓦3-loop，具有大型干控制的压水反应堆。事故分析假设如下: 注水期间氢气的生成与堆芯损毁程度和注水速率有关。如果没有采取适当的堆芯冷却，各种意外，例如电站停电、冷却液的损失、蒸汽生成器管的破裂，给水损失等，将会导致类似的堆芯剥蚀进程。应急堆芯冷却系统包括高压喷射系统，蓄电池和低压喷射系统，通过这些系统，水被诸如反应堆冷却系统。如果有足够的水可以用的话，使用堆芯冷却系统的实际注水速率取决于反应堆冷却系统的压力。这里还假定事故发生时，反应堆处于全功率运作状态。根据对五个美国核电设施的注水事故的选择序列，研究明，这种情况会导致电站停电和辅助补水缺失，这就是所谓的"TMLB"。 可以想象，燃料元素产生了如下事件: (a)温度1100-1500K时，燃料棒包层膨胀和破裂; (b)在1500-2100K时，发上快速的锆氧化反应; (c)2470K时，共晶点的包层破裂; (d)2500K时，二氧化锆包层损坏; (e)2800K时，聚变残骸床和熔融池增长; (f)3120K时，二氧化铀熔化; 3.事故进展分析(基本情况) 经过分析，堆芯剥蚀，管内严重事故，和氢气生成本身是没有缓解方法的。但是我们可以比较一下有注水和无注水情况下的缓解措施。结果如图度和氢气的生成速率。 当TMLB事故中，无补给水是，堆芯衰变的热量无法通过二次流通排除，当反应堆冷却系统的压力升高时，大约3200秒内，蒸汽发生器将衰竭。最终将会被迫操作减压器的减压阀。电源操作阀在开启和关闭，进而反应堆冷却系统具有了压力，因此，造成泄压阀的冷却液流失。 6400秒内，由于堆芯暴露，包层的温度开始急剧上升。在更低温度下，堆芯下部形成残骸床，在此之前，快速的锆氧化反应即已发生，同时产生大量热量和氢气。大约8800秒，因为表面积急剧减少，锆的氧化率下降，聚变残骸床和熔融池形成，热量和氢气生成率也随之减少。最终，熔融的堆芯在压力容器内，因为机械负荷和热负荷坍塌成小堆。事故产生总量为374公斤的氢气。大部分的氢气产生于堆芯温度从1500K直到堆芯下部产生熔融池这一过程中。 4.注水对氢气生成产生的影响 这里研究当堆芯温度分别达到1500K,1700K,1900K,2100K,2500K和2800K时，注水对氢气生成产生的影响。 如果不采取减压措施，当动力操作减压阀设置在开闭点之间的某个位置时，反应堆冷却系统将会依然留有压力。在此条件下，对应的注水速率会非常低，因为水只能被注入到反应堆冷却系统的高压喷射系统中才行。然而，开启泄压阀通常是作为降低压水反应堆冷却系统高压的措施，原因如下: (1)避免因直接遏制加热时间导致的高压熔体弹射和早期遏制失败; (2)确保在高流速的注入速率下，反应堆冷却系统能够尽快的冷却堆芯温度; (3)如果冷却系统可用，确保蓄电池中的注入水能够进入反应堆; (4)通过反应堆冷却系统的流通，清除堆芯衰变残骸; (5)减轻作用在反应堆压力容器下部的机械负载; 综上所述，通过打开减压阀来给反应堆冷却系统减压，是一种假设。 此设备中，有三台泵用于高压注入，三台泵用于低压注入。我们假设有两组泵，一组是两台高压泵和一组是两台低压泵，同时工作，以高注入速率工作，将水注入堆芯;另有高压泵和低压泵各一台，以低注入速率工作。 分析结果见图-2.在堆芯温度达到2500K(设定为燃料包层失效的温度)之前，通过注水，事故的进程可以被终止。燃料包层失效后，伴随低温区域底层的残骸床逐步形成，再变换成锆-铀-氧的低熔点混合体。然后由于有在碎片和水之间的表面积有限，所以堆芯不能通过注水冷却。氢的生成率和其他关键参数列于表1，为底部的氢的生成率与注水后同样核心温度的区域比较。应特别注意氢生 成速率保持较高水平的一段时间，因为这段时间氢的浓度决定了是否打开减压阀。在高注水速率下，其堆芯被迅速冷却，并没有明显的氢气生成，在低注水速率下，堆芯温度在水注入时就开始上升，其峰值是2215k。然而，当堆芯持续暴露在短时高温下，氢的生成率是呈下降趋势的。 当注水速率高时，因为堆芯急速冷却以及迅速的再泛水，氢气生成速率下降。然而，在低注水速率下，因为堆芯降温缓慢，并且长时间处于不保险的高温状态，氢气的生成速率是增高的。 在高温下缺乏蒸汽的堆芯中，氢气生成速率随蒸汽量的增大而增大。此种速率在任何注水速率下几乎都是一样的，因为锆的氧化反应 受制于没有二氧化锆的保护层。类似于堆芯峰值温度为2100K时，注水后所发生的情况。 随着锆-铀-氧混合物蒸汽重新调整的增加，氢气的产生速度出现了极大的增加。堆芯部位可能会出现急速降温，能见到熔融池在堆芯 下部形成。随着通过堆芯的蒸汽流量之增加，通过打开动力操作泄压阀使反应堆的冷却系统泄压，所以在注水到堆芯之前，我们看到氢气的产生速率仍在增加。 堆芯不能通过注射水来冷却，因为冷却的堆芯受限于熔融池的支撑壳体，缺少蒸汽的外层产生氢气，这将最终导致水会倾注到反应堆压力容器较低的那头。熔融池在较低的核心区域形成之后，通过观察基本情况发现几乎没有氢气产生。因为上面所提到的相同的原因，在水注入到核心之前，氢气的产生速率也增加了。由于在事故进展的过程中，反应堆堆心干燥和阻塞的形成，蒸汽稀薄的条件发生在燃料棒的表面。 最近的一项FZK实验表明:锆沉淀在氧化层均匀分配，金属形成在氧化层的外表面，这导致了锆保护层厚度减少，当水注入到堆心的时候，金属锆更多的与蒸汽接触，导致氧气和氢气的产生增加。在这个分析中，这个情形没有被考虑到。因此在堆芯急剧降温的过程中，氧化和氢气生成，在一定程度上被低估了。 5.结论 经分析，水注入对氢生成的效应，在TMLB事故期间为1000兆瓦功率，可得如下结论:核心能被降温，并且事故进程可以在较低的核心区域聚变残骸形成前，通过注水来终止。 通过对堆芯注水，在核心温度为1700K的峰值时,氢生成率开始下降，因为 其核心能被淹没并快速熄灭。当水注入核心在核心温度为1900K的峰值时，氢生成率在低注水率的情况下将上升，核心将慢慢熄灭并且核心保持发现条件在高注入率。当核心温度峰值为2100-2300K时，因为蒸汽导致堆芯高温，注水氢生成率将上升。当核心温度为2500K的峰值时，因为蒸汽驱动锆-铀-氧混合物的重组，氢生成率将显著上升。在熔融池基本形成后，因为蒸汽作用在熔融池的支撑外壳上，就几乎观察不到氢生成了。 在压水反应堆的严重高压事故进程中，反应堆冷却系统通常是打开动力操作泄压阀。然而，由于堆芯的减压，即便增加蒸汽流量而没有注水，其依然伴随着氢气生成率的增加。需要对这种氢气的增多特别注意。