严重事故后压力容器完整性探测方法研究
唐华雄，汪伟，李公杰，严加洪，张宏亮
（深圳中广核工程设计有限公司、广东深圳518045）
摘要：本文论述了严重事故后压力容器完整性的测量原理、探测方法，对比现有测量方案提出了一种新的压力容器完整性探测方法.为解决严重事故后压力容器完整性探测提供了一种尝试.
关键词：严重事故；堆芯；熔融物；压力容器；探测
文章编号：0258-0918（2012)S2-0020-04
中图分类号：TM623 文章标志码：B
Study on Integrity Detection Method for Reactor PressureVesselAfterSevereAccident
TANG Hua-xiong WANG Wei LI Gong-jie YAN Jia-hong ZHANG Hong-liang
(China Nuclear Power Design Co.，Ltd.(Shenzhen) Shenzhen Guangdong Prov.518045 China)
Abstract:This paper dissertates the measure principle and detection method for theintegrity of reactor pressure vessel after severe accident. Comparing with the existingmeasure method a new method is put forward to judge the integrity of reactorpressure vessel after severe accident which tries to solve the problem of RPCintegrity.
Key words: severe accident;core;corium;reactor pressure vessel;detection
福岛核电厂事故发生后，核安全局对核策，导致部分机组压力容器破损.对于核电厂，反应堆发生失水事故，堆芯热量无法及时排出，反应堆堆芯裸露，燃料包壳破损，放射性产物释放到一回路，压力容器作为一回路最重要的设备，其完整性探测具有非常重要的意义.本文论述的一种压力容器完整性探测方法不仅可以用来判断压力容器是否完整，而且可以用来监测严重事故后压力容器的状态，为严重事故后了解事故的进程
路完整性被破坏，放射性大量释放.该电站
电厂严重事故后监测和事故缓解措施提出了更高的要求，三代核电厂同第二代核电厂相比：新增了一些严重事故后的监测和缓解措施，放射性大量释放概率显著下降.福岛核电厂事故中，部分反应堆堆芯熔化，一回没有设置反应堆压力容器完整性监测设备，使外部注水有效性无法准确评估，注水频率和注水量无法确定，事故处理措施难以决和指导事故后救援提供一定的依据.
1严重事故简介
1.1严重事故定义和发展时序
按照IAEA的定义：严重事故（SevereAccident）是涉及反应堆堆芯降级而导致显著的堆芯损坏的事故.
机组严重事故的假定是起始于燃料组件自身的过热，主要源于丧失冷却剂（LOCA）.
严重事故发展阶段的时序：
-T0：由于丧失冷却水而逐渐使堆芯裸露；
T1：堆芯过热，燃料包壳氧化、氢和放射性产物开始释放；
-T2：堆芯薄弱部分开始熔化，熔化的燃料、包壳、结构材料等在堆芯底部的支撑板上方形成一个熔池；
一T3：大量物料下移到压力容器的下封头，一开始有些物料下落到下部的水中，部分可能破碎而变成微粒残骸.此后经过一个发热阶段，堆芯残骸变干并再熔化形成一个熔池；
-T4：压力容器失效.
1.2严重事故后熔融物成分和物理特性
堆芯熔化后的产物为堆芯熔融物，其为高温熔融状态的混合物，主要包含有：锆，铁等金属氧化物、未氧化的金属以及核燃料.熔融物最明显的物理特性为高温，这也是测量熔融物最直接有效的方法.
2现有工程实际情况
现有国内核电机组，基本没有设置严重事故后对压力容器完整性进行监测的手段，巴基斯坦C2核电厂，增加了严重事故后对熔融物的探测，通过监测有无熔融物落人堆腔来判断压力容器是否破损.核电厂发生假想严重事故，堆芯开始熔化，熔融物会聚集在压力容器下封头，如果熔融物将压力容器熔穿，放射性产物会大量释放到反应堆厂房，并将增大向反应堆厂房外释放的可能性.熔融物聚集在压力容器下封头，对下封头温度的变化进行监测是判断压力容器是否熔穿的比较有效的方法.
2.1现有核电厂熔融物测量方案
恰希玛二期核电厂熔融物测量方案如图1所示：热电偶安装在堆腔底部，如果压力容器破
损，熔融物落人堆腔，热电偶接触到熔融物，产生高温信号，高温在后台处理产生高温报警，如果报警产生说明压力容器已经破损，反之压力容器没有破损.
图1恰希玛二期核电厂熔融物测量方案示意图Fig.1 The corium detectionmethodforCHASNUPP II
2.2现有方案的优点
现有方案为直接测量熔融物，其优点：系统结构、仪表安装、信号接收和处理简单.
2.3现有方案存在的技术缺陷
（1）熔融物在2500℃以上，该方法要求热电偶能承受超过2000℃的高温，且热电偶从接触熔融物到送出高温信号的时间短，热电偶可能在送出高温信号之前已被熔毁.
（2）严重事故后，熔融物落人堆腔的位置很难确定，这样比较难确定热电偶的安装位置.
（3）熔融物落入堆腔后会和混凝土发生反应，堆坑底部会烧毁，热电偶安装在底部有结构性破坏的危险.
（4）高温信号持续时间短，信号有效性难以判断.
3改进后熔融物测量方案
3.1改进后方案介绍
针对以上测量方案的缺点，改进后方案如图2所示.新方案用多个热电偶间接测量压力容器下封头的温度，并将测得的多个温度信号送人计算机作对比、温度上升趋势分析、高温报警，实现对压力容器状态的监测.
图2改进后熔融物测量方案示意图Fig.2 The modified coriumdetecttionmethod
热电偶测量的多个温度可以互相校正，当其中一个或多个热电偶损坏时，若有两个或以上热电偶可用，都不影响对压力容器状态的判断.热电偶测量的是一个逐渐升高的温度信号，经过计算机处理过后既可以判断压力容器
热电偶将温度信号从堆坑送人堆坑贯穿件，再通过补偿导线将信号从堆坑贯穿件送人安全壳贯穿件，最后由补偿电缆将温度信号由安全壳贯穿件送人信号接收和处理单元.
3.3改进后方案信号处理方式
改进后热电偶温度处理信号图如图4所示：
图4热电偶温度信号处理示意图Fig. 4 Treatment of thermocoupletemperature signals
从图中可以很直观的看出温度的大小以及温度变化的趋势，从而判断压力容器的状态.
3.4新技术方案的优点
新的间接测量技术方案解决了现有方案存在的问题，具有以下优点：
（1）热电偶要求降低
热电偶不需直接测量熔融物，热电偶的耐高温要求大大降低.热电偶测量的是一个较长时间变化的信号，响应时间要求降低.
是否熔穿；也可以用于监测压力容器的状态，为事故后指导救援提供一定的依据.
3.2改进后方案测量原理
该方案为间接测量高温熔融物，测量线路原理如图3所示：
图3测量线路原理图
（2）热电偶安装位置容易确定
多个热电偶只要安装在特定高度的圆周上且尽量接近压力容器外壁即可.该安装既可以有效避免热电偶在送出信号前由于接触高温熔融物而被熔毁；也可以有效避免高温熔融物落人堆腔后与混凝土发生反应，堆坑底部烧毁，使热电偶发生结构性破坏.
（3）测量信号真实可靠
热电偶测量的是一个逐渐升高的温度信号，信号连续实时变化，多个信号可以相互校正.
（4）实施抗震、防水淹、特殊供电等防护措施.
通过整个路径的特殊设计，保证监测措施在电厂水淹、结构破坏、全厂失电等恶劣环境条件下的有效性.
新的监测方案对热电偶要求低，安装简便，其测量的信号可靠性高，后台计算机处理简单、直观.测量的信号，不仅可以判断压力容器是否失效，而且可以为严重事故后监视压力容器的变化状提供一种有效地监测手段.
4结束语
核电厂的安全性毋庸置疑是第一的，核安全局对核电厂安全性的审查越来越严格，三代核电厂相对二代核电厂对安全性有很大的提高，其原因就是三代核电厂增设了很多严重事故后的监
测和缓解措施.采用改进后的熔融物温度测量方法，可以更直观、有效的探测严重事故后压力容器的完整性，其实用性和使用后的潜在经济价值和社会价值是明显的.本文论述的方案可作为二代核电厂提高安全性的一种途径，为尽可能
有效探测压力容器完整性提供技术支持.
参考文献：
[1]濮继龙：压水雄核电厂安全与事故对策[M].北京：原子能出版社，1995.
