魏嚴凇，李文雙，史曉磊，李載鵬，季松濤

（1.中國原子能科學研究院，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，國務院常務會議立即部署對全國核設施開展綜合安全檢查。國家核安全局、國家發(fā)展改革委、國家能源局和中國地震局堅決貫徹落實國務院要求，共同組織實施了運行和在建核電廠的檢查工作，并對核電廠應對嚴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年遠景目標》一文中明確規(guī)定：“十二五”末建成核電機組事故工況下堆芯損傷狀況的實時評價專家系統(tǒng)［1］。

我國現(xiàn)有的堆芯損傷評價系統(tǒng)是在CDAG［2］的基礎上開發(fā)的，以堆芯出口溫度和安全殼劑量率作為主要評價參數(shù)實時評價堆芯的損傷狀態(tài)，且以壓力容器水位、安全殼氫濃度等作為輔助參數(shù)確認評價結果的合理性。通過對電廠能力的調查發(fā)現(xiàn)，一些電廠堆芯出口溫度熱電偶并不能滿足嚴重事故條件下的要求，因此，需要其他替代參數(shù)來滿足堆芯損傷評價的需求。IAEA-TECDOC-955［3］曾提出單獨以堆芯裸露時間為參數(shù)進行堆芯損傷評價方案，本工作在利用MELCOR［4］進行嚴重事故分析的基礎上，分析堆芯裸露時間與壓力容器水位間的關系，探討將壓力容器水位作為主要評價參數(shù)，應用于現(xiàn)行的堆芯損傷評價方法的可行性。

1 堆芯損傷評價方法

以CDAG為基礎的堆芯損傷評價方法示于圖1。

圖1 堆芯損傷評價方法Fig.1 Evaluating method of core damage

在堆芯損傷評價方法中，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。如果兩者之間的評價誤差在50%以內，則認為評價結果合理；如果評價誤差超過50%，則需要根據(jù)壓力容器水位（RVL）、安全殼氫濃度等參數(shù)來進行輔助判斷，確認哪個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。

在堆芯損傷評價過程中，如果堆芯出口溫度無法使用，考慮到安全分析的冗余度要求，需要其他的參數(shù)來替代堆芯出口溫度，而堆芯裸露時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間的關系

嚴重事故條件下，為了研究堆芯出口溫度與堆芯裸露時間的關系，建立了中核核電運行管理有限公司60萬千瓦機組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，將堆芯從內到外劃分為4個等面積的同心圓環(huán)，分別標為a、b、c、d，代表堆芯4個不同的區(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，當堆芯出口溫度達到650 ℃時，對應區(qū)域的燃料組件發(fā)生包殼損傷，當堆芯出口溫度達到1 093 ℃時，對應區(qū)域的燃料組件發(fā)生過熱損傷。堆芯出口溫度和壓力容器水位隨時間變化的曲線示于圖3。圖3中活性區(qū)上端對應的壓力容器水位為6.43m，活性區(qū)下端對應的壓力容器水位為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，升溫的堆芯被重新冷卻，推遲了堆芯持續(xù)裸露的起始時刻，堆芯再次裸露發(fā)生在事故停堆后2 780s時，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系Fig.3 Relationship of CET and RVL

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

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

MELCOR 程序無法直接獲得安全殼劑量率的相關數(shù)據(jù)，嚴重事故條件下，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)，且對于低壓事故序列，當堆芯完全過熱時，一般認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，判斷裂變產物釋放份額與堆芯裸露時間的關系。放射性惰性氣體釋放份額與停堆時間的關系示于圖4，在堆芯裸露后0.5h，堆芯內的惰性氣體開始釋放，堆芯裸露1.97h時，惰性氣體100%從堆芯釋放出來，意味著堆芯100%燃料過熱損傷。

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

通過前面的分析可知，以堆芯出口溫度為標準判斷堆芯損傷狀態(tài)時得到的堆芯裸露時間和以裂變產物釋放份額為標準判斷堆芯損傷狀態(tài)時得到的堆芯裸露時間略有差別，主要是由于受MELCOR 模型限制，無法準確模擬每個堆芯出口熱電偶所導致的，此外，裂變產物的釋放和遷移有一個過程，因此，裂變產物的響應要比堆芯出口溫度滯后。

相關研究分析過堆芯損傷與堆芯裸露時間的關系［6］，結果列于表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，從而說明，堆芯裸露時間可作為主要參數(shù)用于評價堆芯損傷狀態(tài)。

表3 堆芯損傷與堆芯裸露時間的關系Table 3 Relation of core damage and Tuc

3 壓力容器水位和堆芯裸露時間的關系

事故工況下，堆芯裸露時間可通過下式估計：

式中：Tuc為堆芯裸露時間；tc為堆芯再次被冷卻的時刻；tuc為堆芯開始裸露的時刻。當壓力容器水位下降到堆芯活性區(qū)燃料頂部時，認為堆芯開始裸露。當堆芯重新被水淹沒、水位上升到堆芯活性區(qū)燃料頂部時，認為堆芯再次被冷卻。因此，可通過壓力容器水位指示儀表，獲得堆芯裸露的時間。

4 應用

通過前文分析，壓力容器水位可作為主要參數(shù)應用于現(xiàn)行的堆芯損傷評價方法中，評價流程示于圖5。

圖5 堆芯損傷評價流程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)評價堆芯損傷狀態(tài)及堆芯損傷份額，以堆芯出口溫度（失效前）、安全殼內氫濃度、一回路熱端溫度等輔助參數(shù)綜合分析評價結果的合理性。

根據(jù)式（1），通過監(jiān)測壓力容器水位的變化獲得堆芯裸露時間，根據(jù)前面的分析，如果堆芯裸露（較長時間不能被冷卻），則啟動堆芯損傷評價程序，堆芯裸露時間達到α 時堆芯100%包殼損傷，裸露時間超過β時（對應1%燃料過熱損傷）堆芯出現(xiàn)燃料過熱損傷，堆芯在裸露γ后堆芯100%燃料過熱損傷。α、β和γ 的數(shù)值需結合特定核電廠的嚴重事故分析結果得到。

5 結論

事故工況下，壓力容器水位除了對堆芯冷卻劑存量進行指示外，還可配合計時器的使用獲得堆芯裸露時間，進而對堆芯損傷程度進行評價。評價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間的對應關系可通過電廠的嚴重事故分析獲得，明確了對應關系的核電廠可將壓力容器水位作為堆芯損傷評價的主要參數(shù)。

［1］ 國家核安全局.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標［R］.北京：國家核安全局，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價系統(tǒng)源項預測模型改進和驗證［D］.北京：中國原子能科學研究院，2012.

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