魏嚴(yán)凇，李文雙，史曉磊，李載鵬，季松濤

（1.中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413；2.江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042）

日本福島第一核電站核事故發(fā)生后，國(guó)務(wù)院常務(wù)會(huì)議立即部署對(duì)全國(guó)核設(shè)施開(kāi)展綜合安全檢查。國(guó)家核安全局、國(guó)家發(fā)展改革委、國(guó)家能源局和中國(guó)地震局堅(jiān)決貫徹落實(shí)國(guó)務(wù)院要求，共同組織實(shí)施了運(yùn)行和在建核電廠的檢查工作，并對(duì)核電廠應(yīng)對(duì)嚴(yán)重事故的能力提出了新的要求。在《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》一文中明確規(guī)定：“十二五”末建成核電機(jī)組事故工況下堆芯損傷狀況的實(shí)時(shí)評(píng)價(jià)專家系統(tǒng)［1］。

我國(guó)現(xiàn)有的堆芯損傷評(píng)價(jià)系統(tǒng)是在CDAG［2］的基礎(chǔ)上開(kāi)發(fā)的，以堆芯出口溫度和安全殼劑量率作為主要評(píng)價(jià)參數(shù)實(shí)時(shí)評(píng)價(jià)堆芯的損傷狀態(tài)，且以壓力容器水位、安全殼氫濃度等作為輔助參數(shù)確認(rèn)評(píng)價(jià)結(jié)果的合理性。通過(guò)對(duì)電廠能力的調(diào)查發(fā)現(xiàn)，一些電廠堆芯出口溫度熱電偶并不能滿足嚴(yán)重事故條件下的要求，因此，需要其他替代參數(shù)來(lái)滿足堆芯損傷評(píng)價(jià)的需求。IAEA-TECDOC-955［3］曾提出單獨(dú)以堆芯裸露時(shí)間為參數(shù)進(jìn)行堆芯損傷評(píng)價(jià)方案，本工作在利用MELCOR［4］進(jìn)行嚴(yán)重事故分析的基礎(chǔ)上，分析堆芯裸露時(shí)間與壓力容器水位間的關(guān)系，探討將壓力容器水位作為主要評(píng)價(jià)參數(shù)，應(yīng)用于現(xiàn)行的堆芯損傷評(píng)價(jià)方法的可行性。

1 堆芯損傷評(píng)價(jià)方法

以CDAG為基礎(chǔ)的堆芯損傷評(píng)價(jià)方法示于圖1。

圖1 堆芯損傷評(píng)價(jià)方法Fig.1 Evaluating method of core damage

在堆芯損傷評(píng)價(jià)方法中，堆芯出口溫度（CET）和安全殼劑量率（CRM）除了可定性判斷堆芯損傷狀態(tài)外，還可定量獲得堆芯損傷份額。如果兩者之間的評(píng)價(jià)誤差在50%以內(nèi)，則認(rèn)為評(píng)價(jià)結(jié)果合理；如果評(píng)價(jià)誤差超過(guò)50%，則需要根據(jù)壓力容器水位（RVL）、安全殼氫濃度等參數(shù)來(lái)進(jìn)行輔助判斷，確認(rèn)哪個(gè)損傷份額更加合理可信。CDAG判斷堆芯狀態(tài)的整定值列于表1。

在堆芯損傷評(píng)價(jià)過(guò)程中，如果堆芯出口溫度無(wú)法使用，考慮到安全分析的冗余度要求，需要其他的參數(shù)來(lái)替代堆芯出口溫度，而堆芯裸露時(shí)間與堆芯出口溫度一樣，可直觀反映堆芯的惡化程度。

表1 CDAG 整定值Table 1 Setpoints of CDAG

2 堆芯出口溫度與堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系

嚴(yán)重事故條件下，為了研究堆芯出口溫度與堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系，建立了中核核電運(yùn)行管理有限公司60萬(wàn)千瓦機(jī)組MELCOR 模型，分析了小破口失水疊加全廠斷電事故序列［5］。在MELCOR 模型中，將堆芯從內(nèi)到外劃分為4個(gè)等面積的同心圓環(huán)，分別標(biāo)為a、b、c、d，代表堆芯4個(gè)不同的區(qū)域，堆芯徑向環(huán)劃分及堆芯出口熱電偶排布示于圖2。圖2中黑色方塊代表堆芯出口溫度熱電偶的實(shí)際排布位置。

小破口失水疊加全廠斷電事故序列屬于低壓事故序列，參考表1，當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃時(shí)，對(duì)應(yīng)區(qū)域的燃料組件發(fā)生包殼損傷，當(dāng)堆芯出口溫度達(dá)到1 093 ℃時(shí)，對(duì)應(yīng)區(qū)域的燃料組件發(fā)生過(guò)熱損傷。堆芯出口溫度和壓力容器水位隨時(shí)間變化的曲線示于圖3。圖3中活性區(qū)上端對(duì)應(yīng)的壓力容器水位為6.43m，活性區(qū)下端對(duì)應(yīng)的壓力容器水位為2.77 m。從圖3可看出，堆芯首次裸露發(fā)生在事故停堆后860s，堆芯出口溫度始終低于650 ℃，包殼并未損傷，隨著安注箱注水使得堆芯再次淹沒(méi)，升溫的堆芯被重新冷卻，推遲了堆芯持續(xù)裸露的起始時(shí)刻，堆芯再次裸露發(fā)生在事故停堆后2 780s時(shí)，此后堆芯水位持續(xù)降低，堆芯冷卻惡化，堆芯溫度逐漸升高。

圖2 堆芯徑向環(huán)分布Fig.2 Four rings in core

圖3 堆芯出口溫度與壓力容器水位的關(guān)系Fig.3 Relationship of CET and RVL

由MELCOR 分析得到的4個(gè)堆芯環(huán)出口溫度達(dá)到CDAG 整定值的時(shí)間列于表2。其中d環(huán)堆芯出口溫度達(dá)到650 ℃的時(shí)間最晚，發(fā)生在事故停堆后4 572s，約為堆芯裸露后的0.497h，此時(shí)，由于堆芯所有區(qū)域的出口溫度均超過(guò)650 ℃，因此，認(rèn)為堆芯100%包殼損傷。b環(huán)堆芯出口溫度達(dá)到1 093 ℃的時(shí)間最早，發(fā)生在事故停堆后4 644s，約為堆芯裸露后的0.518h，此時(shí)堆芯發(fā)生燃料過(guò)熱損傷。

表2 數(shù)據(jù)分析Table 2 Analysis of data

MELCOR 程序無(wú)法直接獲得安全殼劑量率的相關(guān)數(shù)據(jù)，嚴(yán)重事故條件下，放射性惰性氣體的釋放、遷移在一定程度上反映了堆芯的損傷狀態(tài)，且對(duì)于低壓事故序列，當(dāng)堆芯完全過(guò)熱時(shí)，一般認(rèn)為惰性氣體的釋放份額接近100%，因此，本文選取惰性氣體為例，判斷裂變產(chǎn)物釋放份額與堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系。放射性惰性氣體釋放份額與停堆時(shí)間的關(guān)系示于圖4，在堆芯裸露后0.5h，堆芯內(nèi)的惰性氣體開(kāi)始釋放，堆芯裸露1.97h時(shí)，惰性氣體100%從堆芯釋放出來(lái)，意味著堆芯100%燃料過(guò)熱損傷。

圖4 惰性氣體釋放份額Fig.4 Fraction of noble gas released from core

通過(guò)前面的分析可知，以堆芯出口溫度為標(biāo)準(zhǔn)判斷堆芯損傷狀態(tài)時(shí)得到的堆芯裸露時(shí)間和以裂變產(chǎn)物釋放份額為標(biāo)準(zhǔn)判斷堆芯損傷狀態(tài)時(shí)得到的堆芯裸露時(shí)間略有差別，主要是由于受MELCOR 模型限制，無(wú)法準(zhǔn)確模擬每個(gè)堆芯出口熱電偶所導(dǎo)致的，此外，裂變產(chǎn)物的釋放和遷移有一個(gè)過(guò)程，因此，裂變產(chǎn)物的響應(yīng)要比堆芯出口溫度滯后。

相關(guān)研究分析過(guò)堆芯損傷與堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系［6］，結(jié)果列于表3。堆芯裸露0.5h，包殼100%破損失效，堆芯裸露1.8h，100%堆芯熔化。這與本工作利用MELCOR 分析得到的數(shù)據(jù)較符合，從而說(shuō)明，堆芯裸露時(shí)間可作為主要參數(shù)用于評(píng)價(jià)堆芯損傷狀態(tài)。

表3 堆芯損傷與堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系Table 3 Relation of core damage and Tuc

3 壓力容器水位和堆芯裸露時(shí)間的關(guān)系

事故工況下，堆芯裸露時(shí)間可通過(guò)下式估計(jì)：

式中：Tuc為堆芯裸露時(shí)間；tc為堆芯再次被冷卻的時(shí)刻；tuc為堆芯開(kāi)始裸露的時(shí)刻。當(dāng)壓力容器水位下降到堆芯活性區(qū)燃料頂部時(shí)，認(rèn)為堆芯開(kāi)始裸露。當(dāng)堆芯重新被水淹沒(méi)、水位上升到堆芯活性區(qū)燃料頂部時(shí)，認(rèn)為堆芯再次被冷卻。因此，可通過(guò)壓力容器水位指示儀表，獲得堆芯裸露的時(shí)間。

4 應(yīng)用

通過(guò)前文分析，壓力容器水位可作為主要參數(shù)應(yīng)用于現(xiàn)行的堆芯損傷評(píng)價(jià)方法中，評(píng)價(jià)流程示于圖5。

圖5 堆芯損傷評(píng)價(jià)流程Fig.5 Flow chart of core damage assessment

堆芯損傷狀態(tài)分為未損傷、包殼損傷和燃料過(guò)熱損傷，以安全殼放射性劑量水平和壓力容器水位作為主要參數(shù)評(píng)價(jià)堆芯損傷狀態(tài)及堆芯損傷份額，以堆芯出口溫度（失效前）、安全殼內(nèi)氫濃度、一回路熱端溫度等輔助參數(shù)綜合分析評(píng)價(jià)結(jié)果的合理性。

根據(jù)式（1），通過(guò)監(jiān)測(cè)壓力容器水位的變化獲得堆芯裸露時(shí)間，根據(jù)前面的分析，如果堆芯裸露（較長(zhǎng)時(shí)間不能被冷卻），則啟動(dòng)堆芯損傷評(píng)價(jià)程序，堆芯裸露時(shí)間達(dá)到α 時(shí)堆芯100%包殼損傷，裸露時(shí)間超過(guò)β時(shí)（對(duì)應(yīng)1%燃料過(guò)熱損傷）堆芯出現(xiàn)燃料過(guò)熱損傷，堆芯在裸露γ后堆芯100%燃料過(guò)熱損傷。α、β和γ 的數(shù)值需結(jié)合特定核電廠的嚴(yán)重事故分析結(jié)果得到。

5 結(jié)論

事故工況下，壓力容器水位除了對(duì)堆芯冷卻劑存量進(jìn)行指示外，還可配合計(jì)時(shí)器的使用獲得堆芯裸露時(shí)間，進(jìn)而對(duì)堆芯損傷程度進(jìn)行評(píng)價(jià)。評(píng)價(jià)方法的選擇主要取決于核電廠獲取數(shù)據(jù)的手段和能力。堆芯出口溫度和裸露時(shí)間的對(duì)應(yīng)關(guān)系可通過(guò)電廠的嚴(yán)重事故分析獲得，明確了對(duì)應(yīng)關(guān)系的核電廠可將壓力容器水位作為堆芯損傷評(píng)價(jià)的主要參數(shù)。

［1］ 國(guó)家核安全局.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)［R］.北京：國(guó)家核安全局，2012.

［2］ LUTZ R J.Westinghouse owners group core damage assessment guidance， WCAP-14696-A［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Company LLC，1999.

［3］ IAEA.Generic assessment procedures for determining protective actions during a reactor accident，IAEA-TECDOC-955［R］.Vienna：IAEA，1997.

［4］ GAUNTT R O.MELCOR computer code manual，Volume 2：Reference manual version 1.8.5［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［5］ 史曉磊.秦山Ⅱ期核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)系統(tǒng)源項(xiàng)預(yù)測(cè)模型改進(jìn)和驗(yàn)證［D］.北京：中國(guó)原子能科學(xué)研究院，2012.

［6］ 李文雙.田灣核電站綜合管理手冊(cè)《堆芯損傷評(píng)價(jià)》［R］.連云港：江蘇核電有限公司，2011.