洪源平，葉國棟，潘澤飛（中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

秦山第二核電廠乏燃料水池失去冷卻后最短響應(yīng)時(shí)間分析

洪源平，葉國棟，潘澤飛
（中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

摘要：全廠斷電事故工況下，反應(yīng)堆乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)存在較大的停運(yùn)風(fēng)險(xiǎn)。為避免反應(yīng)堆乏燃料水池失去冷卻事故工況的進(jìn)一步惡化，使用ORIGEN－S程序計(jì)算了不同狀態(tài)下從乏燃料水池失去冷卻到乏燃料組件裸露的最短時(shí)間。結(jié)果表明，在最惡劣工況下，乏燃料組件裸露的最短時(shí)間為79．2h，該結(jié)果也被用于制定秦山第二核電廠的應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)計(jì)劃。

關(guān)鍵詞：乏燃料水池；失去冷卻；應(yīng)急響應(yīng)

正常工況下，反應(yīng)堆乏燃料水池（簡稱乏池）通過反應(yīng)堆乏燃料水池冷卻和處理（PTR）系統(tǒng)進(jìn)行冷卻，以確保乏池內(nèi)乏燃料組件的衰變熱能及時(shí)導(dǎo)出，同時(shí)確保乏池溫度不超過60℃。

2011年日本福島核事故表明，在全廠斷電事故工況下，PTR系統(tǒng)存在較大的停運(yùn)風(fēng)險(xiǎn)。一旦停運(yùn)，乏池將失去冷卻，燃料組件的衰變熱將使乏池持續(xù)升溫至沸騰，乏池液位下降直至燃料組件在空氣中裸露氧化并發(fā)生劇烈的鋯水反應(yīng)。鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣在燃料廠房大量聚集，可能導(dǎo)致氫爆的發(fā)生，危及燃料廠房的安全性和完整性。為避免乏池失去冷卻事故工況的進(jìn)一步惡化，本文計(jì)算核電廠在不同狀態(tài)下從乏池失去冷卻到燃料組件裸露的時(shí)間，從而為核電廠應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)的制定提供技術(shù)支持。

1　乏池?zé)峁ぴO(shè)計(jì)原則

1．1 正常運(yùn)行工況

根據(jù)核行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)EJ／T 719—92《壓水堆核電廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》的設(shè)計(jì)要求，在正常運(yùn)行工況下，當(dāng)乏池內(nèi)乏燃料組件的剩余熱功率達(dá)到最大值時(shí)，用PTR系統(tǒng)的一個(gè)冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于60℃。

1．2 PTR系統(tǒng)可用事故工況

PTR系統(tǒng)可用事故工況下，當(dāng)乏池內(nèi)乏燃料組件的剩余熱功率達(dá)到最大值時(shí)，用PTR系統(tǒng)的一個(gè)冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于80℃。用PTR系統(tǒng)的兩個(gè)冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于60℃。

1．3 PTR系統(tǒng)不可用事故工況

PTR系統(tǒng)不可用事故工況下，應(yīng)給出乏池內(nèi)乏燃料組件的剩余熱功率達(dá)到最大值時(shí)的乏池溫升速率、乏池水溫達(dá)到沸點(diǎn)溫度的最短時(shí)間及乏燃料組件開始裸露的最短時(shí)間。核電廠應(yīng)在乏燃料組件開始裸露前恢復(fù)乏池冷卻能力或向乏池應(yīng)急補(bǔ)水，也即核電廠從事故發(fā)生到燃料組件開始裸露的時(shí)間為該事故情況下要求的最短響應(yīng)時(shí)間。同時(shí)，要求乏池應(yīng)能滿足PTR系統(tǒng)不可用事故后至少72h燃料不裸露。

2　乏燃料組件衰變熱分析

2．1 計(jì)算方法

鑒于研究內(nèi)容具有極強(qiáng)的專業(yè)性及發(fā)表文章語言的局限性，為使更多的國內(nèi)讀者及時(shí)了解竹藤研究前沿進(jìn)展，本刊將及時(shí)跟蹤GABR成果，對原文內(nèi)容進(jìn)行精簡、提煉，以中文形式呈現(xiàn)給讀者。本期介紹全球首次報(bào)道的棕櫚藤基因組的情況。

反應(yīng)堆停堆后，乏燃料組件熱功率不會(huì)減少到零，而是保持有一定的剩余熱功率。這部分熱功率通常由3部分構(gòu)成：1）剩余裂變產(chǎn)生的剩余熱功率；2）俘獲產(chǎn)物239U和239Np的衰變熱功率；3）裂變產(chǎn)物和除239U和239Np之外的錒系元素的衰變熱功率。

對于第1項(xiàng)，停堆后剩余裂變產(chǎn)生的熱功率與堆芯中不同中子源產(chǎn)生的中子數(shù)有關(guān)，這些潛在的中子源來自以下幾方面：緩發(fā)中子先驅(qū)核的衰變；錒系核素的自發(fā)裂變；（α，n）反應(yīng)。根據(jù)文獻(xiàn)［1］，在停堆后至少50s內(nèi)，第1項(xiàng)是至關(guān)重要的；在停堆600s后，第1項(xiàng)與第2、3項(xiàng)相比相差至少1個(gè)數(shù)量級(jí)，因此可忽略。

對于第2項(xiàng)，乏燃料組件中錒系核素主要由堆芯中初始的重核核素吸收中子產(chǎn)生。對于第3項(xiàng)，裂變產(chǎn)物由堆芯可裂變核素裂變反應(yīng)產(chǎn)生。二者在停堆后會(huì)持續(xù)發(fā)生衰變，同時(shí)伴隨熱量的持續(xù)釋放，在停堆600s后，第2、3項(xiàng)成為構(gòu)成乏燃料組件剩余熱功率的主要來源。這部分剩余熱功率的大小與停堆時(shí)刻錒系核素、裂變產(chǎn)物的數(shù)量有關(guān)，也與不同核素的衰變熱特性有關(guān)。

為研究停堆后衰變熱功率的變化及錒系核素、裂變產(chǎn)物的衰變熱特性，采用國際通用燃耗與衰變熱計(jì)算程序ORIGEN－S進(jìn)行乏燃料組件的衰變熱計(jì)算分析。ORIGEN－S的數(shù)據(jù)庫包含了1 700多種核素，主要用于計(jì)算放射性核素的積累、衰變及各種處理過程后的核素組分變化。ORIGEN－S可計(jì)算并給出堆芯裂變產(chǎn)物、錒系核素和結(jié)構(gòu)材料活化產(chǎn)物源項(xiàng)，其中包括核素的質(zhì)量、活度、毒性、中子吸收率、裂變率、自發(fā)裂變中子、（α，n）反應(yīng)中子、光子能譜以及堆芯衰變熱等。

ORIGEN－S中放射性核素i的核密度隨時(shí)間的變化率可由如下非齊次一階常微分方程描述：

其中：Xi為核素i的原子數(shù)目；N為核素種類的數(shù)目；lij為核素j衰變后生成核素i的份額；λj為核素j的衰變常量；φ為平均中子注量率；fik為核素k吸收中子后生成核素i的份額；σk為核素k的能譜平均中子吸收截面；ri為核素i從系統(tǒng)中被除去的連續(xù)去除率；Fi為核素i的連續(xù)補(bǔ)充率。

對輕水壓水堆而言，年換料模式是指機(jī)組連續(xù)功率運(yùn)行一年后停堆，并將反應(yīng)堆堆芯中部分已輻照的燃料組件卸出，同時(shí)重新裝入部分新燃料組件的換料模式。秦山第二核電廠1號(hào)、3號(hào)、4號(hào)機(jī)組目前均為年換料模式。年換料模式的計(jì)算輸入條件如下［1］：單個(gè)組件的功率為15．95MW；單個(gè)組件的鈾裝量為459．5kg；燃料富集度為3．7%；比功率為34．71 MW／tU；循環(huán)間隔為32d。年換料模式下乏池的衰變熱功率計(jì)算結(jié)果列于表1。表1中，事故工況是指在正常貯存工況的基礎(chǔ)上考慮機(jī)組發(fā)生異常需要立即將堆芯121組燃料組件全部卸出并移至乏池的工況，該工況對于乏池屬于極限貯存工況。由表1可知，在年換料模式下，秦山第二核電廠乏池?zé)嶝?fù)荷在極限貯存工況下約為6．913MW。

表1　 年換料模式下乏池的衰變熱功率Table 1 Decay heat power of spent fuel pool for 12months reloading model

2．3 長循環(huán)換料模式下的最大衰變熱功率

對輕水壓水堆而言，長循環(huán)換料模式是指機(jī)組連續(xù)功率運(yùn)行17個(gè)月后停堆，并將反應(yīng)堆堆芯中部分已輻照的燃料組件卸出，同時(shí)重新裝入部分新燃料組件的換料模式，該模式也簡稱為18個(gè)月?lián)Q料模式。秦山第二核電廠2號(hào)機(jī)組即為長循環(huán)換料模式。長循環(huán)換料模式的計(jì)算輸入條件如下［2］：單個(gè)組件的功率為15．95MW；單個(gè)組件的鈾裝量為458．02kg；燃料富集度為4．45%；比功率為34．82 MW／tU；循環(huán)間隔為32d。長循環(huán)換料模式下乏池的衰變熱功率列于表2。由表2可知，在長循環(huán)換料模式下，秦山第二核電廠乏池?zé)嶝?fù)荷在極限貯存工況下約為7．289MW。

表2　 長循環(huán)換料模式下乏池的衰變熱功率Table 2 Decay heat power of spent fuel pool for 18months reloading model

3　乏池失去冷卻后的響應(yīng)時(shí)間分析

3．1 水溫上升至沸點(diǎn)溫度所需時(shí)間

使用ORIGEN－S計(jì)算得到不同工況下乏池的最大衰變熱功率后，依據(jù)式（2）可計(jì)算出乏池在失去冷卻情況下的最大溫升速率，從而計(jì)算出乏池失去冷卻后水溫上升至沸點(diǎn)溫度所需時(shí)間。其中，水的沸點(diǎn)溫度按照1個(gè)標(biāo)準(zhǔn)大氣壓（1×105Pa）進(jìn)行計(jì)算（正常情況下乏燃料廠房內(nèi)會(huì)維持約60Pa的負(fù)壓，此處忽略不計(jì)）。

∑Pi＝cVρΔt（2）

其中：Pi為單根乏燃料組件在某一時(shí)刻的衰變熱功率；∑Pi為某時(shí)刻的乏池總衰變熱功率；c為當(dāng)前溫度下水的比熱容；V為乏池總的水容積，設(shè)計(jì)值為1 260m3；ρ為水的密度；Δt為溫升速率。

年換料模式和長循環(huán)換料模式下乏池溫升的計(jì)算結(jié)果列于表3、4。由表3、4可見：秦山第二核電廠乏池在極限貯存工況下失去冷卻時(shí)，在年換料模式下，約14．8h后乏池水溫升至沸點(diǎn)溫度；在長循環(huán)換料模式下，約14h后乏池水溫升至沸點(diǎn)溫度。

表3　 年換料模式下乏池的溫升Table 3 Temperature increase of spent fuel pool for 12months reloading model

表4　 長循環(huán)換料模式下乏池的溫升Table 4 Temperature increase of spent fuel poolfor 18months reloading model

3．2 乏燃料組件開始裸露時(shí)間分析

乏池在失去冷卻后水溫會(huì)不斷上升至沸點(diǎn)溫度，假設(shè)此時(shí)沒有補(bǔ)給水源，則乏池水面會(huì)因沸騰蒸發(fā)而不斷下降，直至乏燃料組件裸露。

根據(jù)秦山第二核電廠乏燃料廠房設(shè)計(jì)參數(shù)，乏池池面標(biāo)高為20 m，乏池池底標(biāo)高為7．5m，正常運(yùn)行期間乏池水位為19．5m，乏池表面積為107m2，乏燃料組件高度為4．06m。因此，乏燃料組件上方的水體積為849．58m3。取水的汽化潛熱為2 087kJ／kg，根據(jù)以上參數(shù)和乏池失去冷卻后水溫上升至沸點(diǎn)溫度所需時(shí)間，可跟據(jù)式（3）計(jì)算得到乏池在失去冷卻且沒有水源補(bǔ)充情況下乏燃料組件開始裸露的最短時(shí)間。

其中：t為乏燃料組件開始裸露的最短時(shí)間；r為水的汽化潛熱；V′為乏燃料組件上方的水體積。

年換料模式和長循環(huán)換料模式下乏燃料組件開始裸露時(shí)間的計(jì)算結(jié)果列于表5、6。由表5、6可見：秦山第二核電廠乏池在極限貯存工況下失去冷卻時(shí)，在年換料模式下，最短約83．6h后乏燃料組件才開始裸露；在長循環(huán)換料模式下，最短約79．2h后乏燃料組件才開始裸露。

表5　 年換料模式下乏燃料組件開始裸露時(shí)間Table 5 Exposed time of spent fuel assemblyfor 12months reloading model

表6　 長循環(huán)換料模式下乏燃料組件開始裸露時(shí)間Table 6 Exposed time of spent fuel assemblyfor 18months reloading model

4　結(jié)論

1）根據(jù)上述分析，秦山第二核電廠乏池如果發(fā)生失去冷卻且沒有水源補(bǔ)充的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，則在乏池正常貯存的工況下，年換料模式和長循環(huán)換料模式的最短響應(yīng)時(shí)間分別為298．8h和259．1h；在乏池正常換料的工況下，最短響應(yīng)時(shí)間分別為124．9h和120．2h；在事故工況下，最短響應(yīng)時(shí)間分別為83．6h和79．2h。以上結(jié)果可作為核電廠后續(xù)應(yīng)急響應(yīng)行動(dòng)的制定依據(jù)。

2）在最極端的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故工況下，即在反應(yīng)堆正常功率運(yùn)行時(shí)因突發(fā)事故需要將反應(yīng)堆堆芯121組燃料組件卸入乏燃料水池進(jìn)行處理，同時(shí)疊加乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)故障不可用，并且乏燃料水池?zé)o其他補(bǔ)充水源的情況下，乏燃料組件會(huì)在事故發(fā)生約79．2h后開始裸露，但仍滿足事故后72h燃料不裸露的原則。

參考文獻(xiàn)：

［1］ 閆新龍，譚怡．秦山第二核電廠3／4號(hào)機(jī)組提高富集度論證堆芯衰變熱（B＋C項(xiàng)）計(jì)算報(bào)告，QSEFE－410300－BG01A［R］．成都：中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，2010．

［2］ 魏述平．秦山第二核電廠3／4號(hào)機(jī)組長燃料循環(huán)論證堆芯衰變熱（B＋C項(xiàng)）計(jì)算報(bào)告，QS650LFCP34TARSR005［R］．成都：中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院，2012．

Minimum Response Time Study of Spent Fuel Pool Lost Cooling for Qinshan NPP－2

HONG Yuan－ping，YE Guo－dong，PAN Ze－fei
（CNNC Nuclear Power Operations Management Company，Haiyan314300，China）

Abstract：In the case of station blackout accident，the reactor spent fuel pool cooling system had a high risk to break down．In order to avoid the accident without the reactor spent fuel pool cooling going worse，the minimum time from the spent fuel pool lost cooling to the spent fuel assembly exposing was calculated by using the ORIGEN－S code．The calculation results show that the minimum time of the worst case is 79．2h，and the results are also used to establish the emergency response plan for Qinshan NPP－2．Key words：spent fuel pool；lost cooling；emergency response

作者簡介：洪源平（1974—），男，浙江淳安人，高級(jí)工程師，從事核電廠反應(yīng)堆運(yùn)行及調(diào)試研究

收稿日期：2015－02－09；修回日期：2015－05－15

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1424

文章編號(hào)：1000－6931（2015）08－1424－04

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

中圖分類號(hào)：TL327