田灣核電站長周期換料大破口失水事故分析

李載鵬，姚進國，王 汗，李旭東，李寶庫

(中國核電江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

隸屬中國核電江蘇核電有限公司的田灣核電站1、2號機組采用俄羅斯的WWER-1000/428型反應(yīng)堆裝置，設(shè)計循環(huán)長度為7 000 h，換料周期為年度換料，負(fù)荷因子為80%。兩臺機組自2007年5月和8月先后投入商業(yè)運行以來，年度能力因子與WANO中值相比，尚有一定的差距。為提高機組負(fù)荷因子，田灣核電站1、2號機組在俄羅斯參考電站實施18個月?lián)Q料的基礎(chǔ)上，擬采用TVS-2M型高性能燃料組件替代AFA型燃料組件，以延長換料循環(huán)周期，并計劃于2014年第8燃料循環(huán)開始向18個月?lián)Q料的長周期燃料循環(huán)過渡。

TVS-2M型燃料組件的引入、燃料組件燃耗的加深、設(shè)計循環(huán)長度的增加對堆芯設(shè)計產(chǎn)生了較大的改變，使堆芯功率分布及功率峰因子等均發(fā)生變化，因此必須對反應(yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)事故進行重新分析，以驗證長周期換料堆芯設(shè)計是否滿足驗收準(zhǔn)則要求[1-2]。

反應(yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)事故中，堆芯燃料組件受熱影響最大、持續(xù)時間最長的是一回路冷卻劑大破口失水事故。大破口失水事故中對燃料組件影響最大的為反應(yīng)堆入口主管道(名義直徑Dnom=850 mm)破裂事故，此工況下一回路冷卻劑流失量最大[3]。年度換料和18個月?lián)Q料中，田灣核電站大破口失水事故驗收準(zhǔn)則一致，主要為：1) 燃料芯塊局部不會熔化，即鈾棒燃料最高溫度應(yīng)低于2 540 ℃，釓棒燃料最高溫度應(yīng)低于2 140 ℃；2) 燃料棒包殼達到的最高溫度不超過1 200 ℃；3) 燃料包殼局部氧化深度不超過包殼原始厚度的18%；4) 包殼與冷卻劑相互作用產(chǎn)生的氫氣數(shù)量不超過最大可能釋放量的1%[4]。本文擬對長周期換料過渡循環(huán)及平衡循環(huán)運行時反應(yīng)堆入口主管道(Dnom=850 mm)破裂事故進行計算分析，以驗證其是否滿足驗收準(zhǔn)則。

1 計算方法

TECH-M-97程序由俄羅斯水壓機研究院基于WWER核動力裝置安全論證經(jīng)驗以及俄羅斯一回路密封失效事故工況計算程序TETCH-12的編制和使用經(jīng)驗而開發(fā)的，屬于瞬態(tài)計算TRAP-97程序包中的一部分。TECH-M-97程序經(jīng)過了一回路泄漏等典型工況驗證，包括大破口失水事故的噴流階段、堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)(ECCS)充注反應(yīng)堆腔室、堆芯充注和燃料淹沒以及長期冷卻的驗證。同時為驗證程序計算模型，在匈牙利PMK-NVH、芬蘭PACTEL、法國BETHSY以及俄羅斯GIDROPRESS等試驗臺架上完成了大量的試驗。TRAP-97程序包對PMK-NVH裝置上的SPE-1,2&3、PACT裝置上的SP-33，BETHSYSP-27、ISB-WWER裝置上的SSP-1&2等國際通用試驗進行了計算，計算結(jié)果表明了程序的相符性。TECH-M-97程序于1999年通過了俄羅斯聯(lián)邦國家核安全局的鑒定。

TECH-M-97程序用于WWER核電廠在一回路密封性喪失事故工況(包括冷卻劑主管道雙端剪切斷裂)下的安全分析，對主要參數(shù)(壓力、流量、一回路冷卻劑溫度等)、燃料與燃料棒包殼溫度以及堆芯內(nèi)的DNBR的變化進行分析。程序可模擬反應(yīng)堆、循環(huán)環(huán)路、穩(wěn)壓器及堆芯應(yīng)急冷卻等系統(tǒng)設(shè)備。其中反應(yīng)堆描述分成3個部分：堆芯、壓力腔室(反應(yīng)堆下部)及收集腔室(反應(yīng)堆上部即燃料組件頭部以上部分)。壓力腔室及收集腔室分別分成5和3個計算體。程序模擬堆芯由5個并聯(lián)通道組成，其中4個通道模擬堆芯發(fā)熱部分，1個模擬堆芯旁通通道。堆芯通道按高度分為12段，其中10段模擬堆芯活性段，兩段為堆芯的出入口。

TECH-M-97程序在求解一回路和二回路中的冷卻劑參數(shù)時，采用隱式牛頓法及可自動選擇積分步長的具有二階精度的歐拉-柯西法；在模擬應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)、中子動力學(xué)、泵轉(zhuǎn)速的參數(shù)變化的方程時，采用歐拉-柯西法求解；在求解堆芯內(nèi)冷卻劑參數(shù)時，采用歐拉-柯西法或隱式有限差分法；在求解燃料棒的傳熱方程時，則采用結(jié)合追趕法的全隱方程。

2 初始條件和主要假設(shè)

2.1 初始條件

反應(yīng)堆的主要參數(shù)初始輸入列于表1，堆芯燃料組件主要參數(shù)列于表2。其中為獲得保守的計算結(jié)果，從事故分析的驗收準(zhǔn)則出發(fā)，反應(yīng)堆裝置原始狀態(tài)的選擇進行了如下考慮：1) 堆功率初始值采用104%Nnom(Nnom為額定功率)；2) 反應(yīng)堆入口冷卻劑溫度初始值設(shè)定時考慮到正誤差；3) 流經(jīng)燃料組件和反應(yīng)堆的流量采用過渡循環(huán)和平衡循環(huán)中出現(xiàn)的最小可能流量；4) 燃料溫度反應(yīng)性系數(shù)取最大負(fù)值；5) 反應(yīng)堆應(yīng)急保護價值(考慮卡1組價值最大控制棒)取壽期內(nèi)最小可能值，以使應(yīng)急保護動作時反應(yīng)堆功率下降速度最低。

2.2 主要假設(shè)

根據(jù)事故分析的保守性要求，相關(guān)系統(tǒng)的主要計算假設(shè)與年度換料計算時一致，主要包括：1) 系統(tǒng)和設(shè)備動作以及聯(lián)鎖定值的選擇考慮到參數(shù)測量誤差；2) 保守考慮反應(yīng)堆停堆信號形成及在電氣回路傳送時間；3) 應(yīng)急保護動作根據(jù)以時間達到的第2個工藝信號發(fā)生；4) 事故開始時疊加機組喪失場外電；5) 作為單一故障計算時選取1臺柴油發(fā)電機故障，導(dǎo)致ECCS 1臺低壓安注泵及1臺高壓安注泵失效，同時考慮第2臺柴油發(fā)電機處于維修狀態(tài)，導(dǎo)致ECCS另外1臺低壓安注泵及1臺高壓安注泵失效；6) 考慮1個安注箱失效。

表1 反應(yīng)堆裝置主要輸入?yún)?shù)

表2 堆芯燃料組件主要參數(shù)

3 保守性分析

為獲得長周期換料后大破口失水事故的保守計算，需對影響計算結(jié)果的燃耗、功率分布及噴放系數(shù)等進行計算和分析，找出計算結(jié)果最保守的計算工況，以確保計算結(jié)果的保守性。

3.1 軸向功率分布保守性分析

考慮到過渡循環(huán)(第8、9循環(huán))中同時存在AFA組件和TVS-2M組件，同時考慮燃料對功率峰因子的影響，對過渡循環(huán)中AFA組件和TVS-2M組件及平衡循環(huán)中TVS-2M組件軸向功率峰位于堆芯中部、堆芯上部位置等共8種功率分布(表3)進行了保守性分析。

分析結(jié)果表明，平衡循環(huán)中功率峰位于堆芯中部位置時，具有最大的燃料包殼溫度。

表3 燃料組件的堆芯相對功率軸向分布

注：1) 針對AFA組件中鈾棒燃料

2) 針對TVS-2M組件中鈾棒燃料(用于第8循環(huán)裝料)

3) 針對TVS-2M組件中鈾棒燃料(用于第9循環(huán)裝料)

4) 針對TVS-2M組件中鈾棒燃料(用于平衡循環(huán))

3.2 安注系統(tǒng)保守性分析

為了補償一回路冷卻劑的流失和堆芯冷卻，田灣核電站1、2號機組設(shè)計了應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)包括以下子系統(tǒng)：高壓安注系統(tǒng)；蓄壓安注系統(tǒng)(安注箱)；低壓安注系統(tǒng)。每個子系統(tǒng)均由4個通道組成。

從ECCS供水方式以及來自反應(yīng)堆側(cè)的噴放系數(shù)μ(μ=0.6、0.8、1.0)的數(shù)據(jù)組合對事故進行保守性分析。

根據(jù)反應(yīng)堆入口主管道破裂事故計算方案，不同噴放系數(shù)下的包殼最高溫度的結(jié)果列于表4。計算表明，噴放系數(shù)為0.8時具有最大的燃料包殼最高溫度。

表4 不同噴放系數(shù)下燃料包殼最高溫度

同時為獲得保守的計算結(jié)果，考慮ECCS設(shè)備的不同連接方式。第1套方案考慮從高壓安注系統(tǒng)輸送硼酸溶液至未損壞環(huán)路及事故環(huán)路，并從低壓安注系統(tǒng)輸送硼酸溶液至未損壞環(huán)路及反應(yīng)堆。第2套方案考慮從高壓安注和低壓安注系統(tǒng)輸送硼酸溶液至未損壞環(huán)路及事故環(huán)路。

方案計算結(jié)果分析表明，在檢查是否滿足堆芯應(yīng)急冷卻驗收標(biāo)準(zhǔn)時燃料棒包殼溫度工況最保守條件來自以下假設(shè)：1) 從反應(yīng)堆入口管流出的噴放系數(shù)為0.8；2) 從兩個安注箱注入硼酸溶液至反應(yīng)堆壓力腔，從1個安注箱注入硼酸溶液至反應(yīng)堆收集腔；3) 從高壓安注系統(tǒng)1臺泵注入硼酸溶液至未損壞環(huán)路，第2臺泵注入硼酸溶液至破裂環(huán)路；4) 從低壓安注系統(tǒng)1臺泵注入硼酸溶液至未損壞環(huán)路，第2臺泵注入硼酸溶液至破裂環(huán)路。

4 計算結(jié)果

通過保守性分析，獲得了田灣核電站在實施長周期換料后系統(tǒng)及堆芯最不利、最保守的計算工況。其事故事件序列列于表5。反應(yīng)堆入口主管道破裂導(dǎo)致反應(yīng)堆壓力急劇下降，管道破裂的同時發(fā)生全廠失電。冷卻劑從壓力腔室泄漏導(dǎo)致反應(yīng)堆內(nèi)壓力急劇下降及冷卻劑流過堆芯的反向流動。

表5 事件序列

管道破裂及冷卻劑排放(圖1)導(dǎo)致反應(yīng)堆壓力急劇下降至反應(yīng)堆收集腔中的冷卻劑溫度對應(yīng)的飽和壓力(圖2)。管道破裂的同時發(fā)生全廠失電。反應(yīng)堆收集腔中的冷卻劑排放導(dǎo)致反應(yīng)堆內(nèi)壓力急劇下降及堆芯內(nèi)冷卻劑逆流(圖3)。隨著反應(yīng)堆上部壓力低于14.70 MPa及反應(yīng)堆堆功率高于75%Nnom，開始形成第1個應(yīng)急保護信號(事故開始后0.03 s)。但考慮到按時間形成的第2個信號應(yīng)急保護動作的條件，控制棒在全廠失電1.9 s后開始插入(圖4)。

圖1 冷卻劑流量隨時間的變化

圖2 堆芯及穩(wěn)壓器壓力隨時間的變化

壓力下降、堆芯冷卻劑循環(huán)中斷導(dǎo)致堆芯散熱變壞，燃料元件表面熱交換出現(xiàn)危機，燃料包殼溫度開始升高。當(dāng)反應(yīng)堆內(nèi)壓力低于安注箱壓力時開始從安注箱輸送硼酸溶液(圖1)，造成燃料包殼溫度下降。

高壓安注和低壓安注泵啟動信號與應(yīng)急保護信號同時形成?？紤]到柴油發(fā)電機啟動時間及傳送延時，事故開始后40 s高壓安注和低壓安注泵開始注入硼酸溶液至一回路。硼酸溶液從安注箱注入導(dǎo)致從堆芯出來的熱量短時增大及一回路壓力稍增。硼酸溶液從泵注入促使一回路壓力下降、改善堆芯冷卻并保證反應(yīng)堆逐步注水(圖5)。從安注箱注入硼酸溶液在事故開始后59 s結(jié)束。

圖4 堆芯相對功率隨時間的變化

圖5 堆芯水裝量隨時間的變化

燃料棒包殼最高溫度在第1階段達到1 049 ℃，第2峰值為872 ℃(圖6)。到第170 s達到燃料棒包殼變形條件。由于此階段包殼溫度超過800 ℃，根據(jù)實驗數(shù)據(jù)計算包殼變形率可達28%，燃料棒束流通截面堵塞區(qū)為56%。事故發(fā)生后370 s，燃料棒的溫度降低到接近冷卻劑的飽和溫度。

事故計算結(jié)果表明：1) 所有功率組別的燃料最高溫度不超過初始值；2) 事故分析期間所有能量組別的鈾、釓燃料包殼不超過1 049 ℃；3) 事故分析期間鋯燃料包殼局部氧化深度不超過初始厚度的0.6%；4) 鋯氧化總量不超過堆芯內(nèi)鋯重量的0.3%，即燃料包殼與冷卻劑相互作用產(chǎn)生的氫數(shù)量不超過0.3%。

圖6 燃料包殼溫度隨時間的變化

5 結(jié)論

田灣核電站1、2號機組在引入TVS-2M新型燃料組件、采用長周期換料策略后，大破口失水事故仍可滿足驗收準(zhǔn)則的要求，堆芯設(shè)計具有足夠的安全裕量。

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