鈉冷快堆堆芯損傷評(píng)價(jià)方法研究

中圖分類號(hào)：TL73文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

事故工況下，準(zhǔn)確而及時(shí)地對(duì)工況進(jìn)行評(píng)價(jià)，是幫助應(yīng)急指揮人員決策的最重要依據(jù)之一，可幫助應(yīng)急響應(yīng)人員針對(duì)事故情況采取適當(dāng)和及時(shí)的干預(yù)措施，以減輕事故后果的影響，防止確定性健康效應(yīng)，并在事故引起的大規(guī)模放射性釋放發(fā)生之前或不久之后采取緊急防護(hù)行動(dòng)。

福島事故前，基于事故源項(xiàng)估算及劑量預(yù)測(cè)模型的事故后果評(píng)價(jià)是輻射應(yīng)急管理的一項(xiàng)重要內(nèi)容，受到各國學(xué)術(shù)界的重視[1]。然而，事故源項(xiàng)估算和后果評(píng)價(jià)的模型受到氣象條件、事故進(jìn)程等各方面因素的影響，其估算及評(píng)價(jià)結(jié)果的不確定性較大。同時(shí)，2011年日本福島事故的應(yīng)急響應(yīng)表明，事故源項(xiàng)估算和劑量預(yù)測(cè)的結(jié)果在事故早期響應(yīng)的決策中是不可用的[2]。國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）于2014年提出，可直接根據(jù)堆芯損傷評(píng)價(jià)結(jié)果來指導(dǎo)應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)，而無需根據(jù)源項(xiàng)估算及后果評(píng)價(jià)的結(jié)果[3]。如今，堆芯損傷評(píng)價(jià)是核電廠必備的核應(yīng)急響應(yīng)技術(shù)手段之一。

與傳統(tǒng)的壓水堆不同，鈉冷快堆使用液體鈉作為其主冷卻劑，使其安全特性及事故工況下放射性物質(zhì)的釋放途徑發(fā)生了重大變化，加之核島內(nèi)的監(jiān)測(cè)及安全設(shè)施的改變，使得傳統(tǒng)的堆芯損傷方法不再適用于鈉冷快堆。

本文參考美國堆芯損傷評(píng)價(jià)導(dǎo)則（CDAG，coredamageassessmentguidance）的堆芯損傷評(píng)價(jià)思路[4]，結(jié)合霞浦鈉冷快堆特性，設(shè)計(jì)了基于在線監(jiān)測(cè)儀表讀數(shù)的綜合評(píng)價(jià)方法；此外，考慮到事故工況下在線監(jiān)測(cè)儀表的可用性，為了增加堆芯損傷評(píng)價(jià)方法的可靠性，參考美國堆芯損傷評(píng)價(jià)方法（CDAM，core damage assessment methodology）[5]，設(shè)計(jì)了基于放射性核素取樣的評(píng)價(jià)方法。

在本文中，堆芯狀態(tài)共有三種，分別為：堆芯無損傷、燃料包殼氣密性破損和燃料包殼破損。其定義如下：

（1）堆芯無損傷：堆芯處于正常狀態(tài)，燃料包殼氣密性破損份額在 0.1% 以下[6]；（2）燃料包殼氣密性破損：燃料包殼發(fā)生輕微損傷，導(dǎo)致燃料包殼與芯塊間隙中的裂變產(chǎn)物發(fā)生釋放，包殼氣密性破損份額在 0.1% 以上；（3）燃料包殼破損：燃料過熱使燃料包殼發(fā)生嚴(yán)重的開放性破損，導(dǎo)致燃料芯塊中的裂變產(chǎn)物發(fā)生釋放。

1基于在線監(jiān)測(cè)儀表讀數(shù)綜合評(píng)價(jià)

1. 1 評(píng)價(jià)參數(shù)

基于在線監(jiān)測(cè)儀表讀數(shù)綜合評(píng)價(jià)的評(píng)價(jià)參數(shù)主要包括：

（1）緩發(fā)中子計(jì)數(shù)率（SN）；

（2）堆芯出口鈉溫（CET）；

（3）覆蓋氣腔放射性活度（MVRM）；

（4）主容器液位（MVL）;

（5）主容器覆蓋氣體壓力（MVP）；

（6）一回路熱端溫度（RTD）；

（7）源量程計(jì)數(shù)率監(jiān)測(cè)讀數(shù)（SRM）；

（8）主容器壁面溫度（WVT）。

其中，（1）～（3）是確定堆芯損傷狀態(tài)和損傷份額的主要依據(jù)， （4）～（8） 則是對(duì)堆芯損傷評(píng)價(jià)結(jié)果的合理性進(jìn)行評(píng)價(jià)。

下面對(duì)主要評(píng)價(jià)依據(jù)做簡(jiǎn)單介紹。

（1）緩發(fā)中子計(jì)數(shù)率（SN）

燃料破損緩發(fā)中子監(jiān)測(cè)系統(tǒng)實(shí)時(shí)測(cè)量流過堆芯的一回路冷卻劑鈉中緩發(fā)中子的注量率大小，通過測(cè)量得到中子計(jì)數(shù)率來監(jiān)測(cè)堆芯內(nèi)燃料與冷卻劑接觸性包殼開放性破損（即燃料包殼破損）的情況，并粗略確定發(fā)生包殼破損的燃料組件所在扇區(qū)[7]。緩發(fā)中子探測(cè)系統(tǒng)可以實(shí)現(xiàn)對(duì)燃料與冷卻劑接觸的包殼開放性破損及其破損發(fā)展程度的監(jiān)測(cè)[8]。此參數(shù)目前為鈉冷快堆獨(dú)有，與壓水堆評(píng)價(jià)方法不同，基于此參數(shù)的評(píng)價(jià)是鈉冷快堆獨(dú)有。

（2）堆芯出口鈉溫（CET）

堆芯出口鈉溫（CET）測(cè)量熱電偶顯示的溫度是燃料組件上方的鈉溫，能反映這些燃料組件冷卻劑的平均出口溫度，即可以代表這些燃料組件包殼表面溫度，從而反映熱電偶附近的燃料組件狀態(tài)。因此CET可以判斷堆芯損傷狀態(tài)和損傷份額。由于不論是水還是鈉液的出口溫度都反映堆芯狀態(tài)，因此壓水堆中基于堆芯出口溫度的評(píng)價(jià)方法同樣適用于鈉冷快堆，基于此CET評(píng)價(jià)與壓水堆評(píng)價(jià)方法相同；同時(shí)由于沒有水，不存在鋯水反應(yīng)，鈉冷快堆在事故情況下不存在氫氣，因此壓水堆基于氫氣濃度的評(píng)價(jià)方法在鈉冷快堆中不再適用。

（3）覆蓋氣腔放射性活度（MVRM）

覆蓋氣腔放射性活度（MVRM）反映的是堆芯覆蓋氣腔內(nèi)惰性氣體中的放射性活度，當(dāng)燃料組件發(fā)生破損，產(chǎn)生放射性釋放后，由于鈉冷快堆的結(jié)構(gòu)特性，放射性物質(zhì)會(huì)經(jīng)鈉液擴(kuò)散至覆蓋氣腔內(nèi)，釋放量越大，覆蓋氣腔的放射性活度越高。由于覆蓋氣腔和堆頂防護(hù)罩以及補(bǔ)償容器和包容罐的存在，放射性物質(zhì)很難釋放到安全殼內(nèi)，因此壓水堆基于安全殼放射性評(píng)價(jià)的方法在鈉冷快堆中不再適用。

（4）參數(shù)說明

評(píng)價(jià)所用參數(shù)列于表1。

基于表1，我們保守地認(rèn)為，一旦某個(gè)監(jiān)測(cè)值超過了該參數(shù)值，就認(rèn)為堆芯此時(shí)達(dá)到了該值所對(duì)應(yīng)的堆芯狀態(tài)，將基于監(jiān)測(cè)值和對(duì)應(yīng)的參數(shù)進(jìn)行堆芯損傷評(píng)價(jià)。

1. 2 評(píng)價(jià)流程

基于在線監(jiān)測(cè)儀表讀數(shù)綜合評(píng)價(jià)方法使用

SN、CET及MVRM作為主要的評(píng)價(jià)手段，使用若干其他參數(shù)作為輔助手段，同時(shí)結(jié)合事故進(jìn)程進(jìn)行合理性解釋。評(píng)價(jià)流程如圖1所示。

（1）初步判斷堆芯可能的狀態(tài)

根據(jù)主要監(jiān)測(cè)參數(shù)，即SN、CET、MVRM監(jiān)測(cè)值讀數(shù)（其中SN和CET分別取各自的最大值），利用表2初步判斷堆芯可能的狀態(tài)，并根據(jù)堆芯狀態(tài)判斷結(jié)果（定性判斷是包殼氣密性破損還是包殼破損）再進(jìn)行定量的損傷份額評(píng)價(jià)，并對(duì)其評(píng)價(jià)合理性進(jìn)行評(píng)估。

（2）燃料包殼氣密性破損份額的評(píng)估

此節(jié)主要開展燃料包殼氣密性破損份額 （F_s） 的評(píng)估。

1）基于CET評(píng)價(jià)燃料包殼氣密性破損份額，計(jì)算方法如式（1）所示：

2）基于MVRM評(píng)價(jià)燃料包殼氣密性破損份額，計(jì)算方法如式（2）所示。在事故工況下，在覆蓋氣腔存在數(shù)量可觀的鈉蒸汽，其中的 ²²Na 和 ²⁴Na 會(huì)影響氣體的放射性活度，通過減去MVRM1扣除 ²²Na 和 ²⁴Na 及正常工況下的放射性背景值：

a.當(dāng) （ 時(shí)，

b．當(dāng) 時(shí)，

式中， MVRM（t） 為覆蓋氣體探測(cè)器測(cè)量得到的 χ_t 時(shí)刻放射性活度值。在放射性物質(zhì)釋放后，有部分放射性物質(zhì)會(huì)隨覆蓋氣體擴(kuò)散至補(bǔ)償容器中，因此，需要考慮補(bǔ)償容器對(duì)覆蓋氣腔中放射性物質(zhì)的稀釋問題，保守考慮放射性物質(zhì)在覆蓋氣腔與補(bǔ)償容器中已全部擴(kuò)散均勻， λ_?1 為覆蓋氣腔與補(bǔ)償容器的體積和與覆蓋氣腔體積的比值；在主容器超壓保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作后，除了考慮補(bǔ)償容器的稀釋問題外，由于部分放射性物質(zhì)隨主容器覆蓋氣體經(jīng)液封器排放至包容罐，因此，需要對(duì)主容器覆蓋氣體放射性活度進(jìn)行修正， λ_?2 為覆蓋氣體總量與進(jìn)入包容罐氣體量（有監(jiān)測(cè)設(shè)備可以獲得）的比值。由于覆蓋氣體探測(cè)器探測(cè)的結(jié)果是有10min 延遲的，因此其數(shù)據(jù)反映的是為 10min 之前覆蓋氣體的放射性活度。

對(duì)基于CET和基于MVRM的燃料包殼氣密性破損評(píng)價(jià)結(jié)果進(jìn)行合理性證實(shí)，通過下列判斷準(zhǔn)則，判斷相關(guān)的參數(shù)指示是否與事故情況一致，全部符合則判斷為一致，如果有不符合項(xiàng)，則判斷為不一致。如若判斷結(jié)果為不一致，則給出兩種可能的評(píng)價(jià)結(jié)果，同時(shí)提醒評(píng)價(jià)結(jié)果可能存在不合理情況，并說明原因

a. MVL2RTD1 ;

c.SRMgt;SRM1 ；

d. WVT_max

e lt;50%

（3）燃料包殼破損份額的評(píng)估此節(jié)主要開展燃料包殼破損份額 （F） 的評(píng)估。

1）基于 SN 評(píng)價(jià)燃料包殼破損份額，如式（3）所示：

2）基于CET評(píng)價(jià)燃料包殼破損份額，如式（4）所示：

3）基于MVRM評(píng)價(jià)燃料包殼破損份額，如式（5）所示：

在事故工況下，在覆蓋氣腔存在數(shù)量可觀的鈉蒸汽，其中的 ²²Na 和 ²⁴Na 會(huì)影響氣體的放射性活度，通過 扣除 ²²Na 和 ²⁴Na 以及 1% 包殼破損情況下的輻射水平

a.當(dāng) 時(shí)， 時(shí)刻 MVRM（t）=

b.當(dāng) MVP?MVP1 時(shí)， MVRM（t）=MVRM（t

對(duì)基于 SN，CET 和MVRM的燃料包殼破損評(píng)價(jià)結(jié)果進(jìn)行合理性證實(shí)，通過下列判斷準(zhǔn)則，判斷相關(guān)的參數(shù)指示是否與事故情況一致。如果判斷結(jié)果不一致，則給出兩個(gè)評(píng)價(jià)結(jié)果，并提醒評(píng)價(jià)結(jié)果可能存在不合理情況并給出原因。

a. MVL?MVL2

2基于放射性核素取樣評(píng)價(jià)

基于核素取樣進(jìn)行堆芯損傷評(píng)價(jià)的流程如圖2所示。

2.1 取樣時(shí)刻核素的釋放活度估算

反應(yīng)堆堆芯損傷后，放射性裂變產(chǎn)物主要集中在一回路冷卻劑以及主容器覆蓋氣體中，當(dāng)主容器覆蓋氣腔發(fā)生泄漏，則堆頂防護(hù)罩以及安全殼大廳均會(huì)有部分放射性裂變產(chǎn)物存在[9。因此，某核素從燃料組件中的實(shí)際釋放量如式（6）所示：

式中， A_i 表示取樣時(shí)刻第 i 種核素的釋放量， Bq ： 。表示取樣時(shí)刻第 i 種核素在一回路鈉中的比活度， Bq/g;M_c 表示取樣時(shí)刻一回路剩余鈉的質(zhì)量，t; 表示取樣時(shí)刻第 i 種核素分別在主容器覆蓋氣腔、堆頂防護(hù)罩以及安全殼大廳中的比活度，Bq/cm³ ： V_j 分別表示主容器覆蓋氣腔、堆頂防護(hù)罩以及安全殼大廳的自由容積， m³ 。取樣氣體需要考慮氣壓與溫度的影響，轉(zhuǎn)換為標(biāo)準(zhǔn)狀態(tài)后進(jìn)行計(jì)算。

2.2 取樣時(shí)刻各核素的釋放份額估算

將取樣核素的活度與反應(yīng)堆取樣時(shí)刻的源項(xiàng)

對(duì)比，估算取樣時(shí)刻核素的釋放份額（ ），如式（7）所示：

式中， A_t 為取樣核素的活度， Bq A₀ 為實(shí)際堆芯積存量， Bq 。

由于應(yīng)急工況下，不再考慮裂變情況，因此使用傳統(tǒng)的線性子鏈方法考慮放射性核素的衰變[]，根據(jù)放射性物質(zhì)堆芯積存量計(jì)算得到反應(yīng)堆取樣時(shí)刻對(duì)應(yīng)的源項(xiàng)。堆芯積存量使用式（8）估算：

式中， λ 為燃耗修正因子，可根據(jù)燃耗精確計(jì)算結(jié)果進(jìn)行修正，目前保守取1； A_p 為平衡換料情況下堆芯積存量， 為實(shí)際燃耗， ΔMWd/t B_uD 為平衡換料情況下對(duì)應(yīng)的燃耗， ΔMWd/t 。

對(duì)于堆芯運(yùn)行后很快達(dá)到平衡的核素，如 ¹³⁵Xe 、 ¹³⁵I 等，則使用其平衡存量。

2.3堆芯損傷類型確定與損傷份額估算

取樣核素根據(jù)實(shí)際情況，優(yōu)先考慮核素 ₅⁸⁷Kr¹³³Xe¹³¹I¹³²I¹³⁴Cs¹³⁷Cs¹⁴⁰Ba⁹⁰Sr¹⁶ ，基于核素評(píng)價(jià)出的堆芯損傷類型與損傷份額會(huì)有一定的誤差，需要根據(jù)具體的可能釋放的核素、釋放特征、減弱機(jī)制及各核素之間的偏差程度等，選擇合適的評(píng)價(jià)結(jié)果。

基于取樣核素估算堆芯損傷，需要確定兩個(gè)值：包殼氣密性破損 100% 條件下，該核素相對(duì)于停堆時(shí)堆芯存量的釋放份額；燃料包殼破損 100% 條件下，該核素相對(duì)于停堆時(shí)堆芯存量的釋放份額。

（1）包殼氣密性破損 100% 釋放份額

根據(jù)俄羅斯快堆BOR-60 的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)[11]，包殼氣密性破損 100% 的情況下，裂變產(chǎn)物釋放到一回路的份額是 ¹³⁴Cs 與 ¹³⁷Cs 為 20% 、 ¹³¹I 為 5% 、其他為 0.1% ，其他核素主要是指 95 Zr和Nb等，惰性氣體則保守考慮為100%。

（2）燃料包殼破損 100% 釋放份額

當(dāng)燃料包殼破損 100% ，裂變核素釋放到一回路當(dāng)中的釋放份額采用NEA推薦的保守值[12]，列于表3。

3小結(jié)

針對(duì)霞浦鈉冷快堆事故條件下堆芯發(fā)生燃料組件損傷的情況，本文參考?jí)核讯研緭p傷評(píng)價(jià)方法，結(jié)合鈉冷快堆特性，提出了基于在線監(jiān)測(cè)儀表讀數(shù)綜合評(píng)價(jià)作為主要的評(píng)價(jià)方法，基于放射性核素取樣評(píng)價(jià)方法作為輔助評(píng)價(jià)方法，可以定性及定量地評(píng)價(jià)鈉冷快堆堆芯損傷狀態(tài)?；谇笆隼碚撃Ｐ?，使用FORTRAN高級(jí)編程語言編制了堆芯損傷評(píng)價(jià)模塊，并基于JAVA平臺(tái)，開發(fā)了鈉冷快堆堆芯損傷評(píng)價(jià)軟件，該軟件主要包括：數(shù)據(jù)采集處理模塊、堆芯損傷評(píng)價(jià)模塊、評(píng)價(jià)結(jié)果展示模塊。該軟件可接收電廠實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)參數(shù)并進(jìn)行評(píng)價(jià)；當(dāng)監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)不可用時(shí)，可通過手動(dòng)輸入數(shù)據(jù)進(jìn)行評(píng)價(jià)。最終實(shí)現(xiàn)了包含上述兩種堆芯損傷評(píng)價(jià)方法的鈉冷快堆堆芯損傷評(píng)價(jià)軟件開發(fā)，目前該軟件已應(yīng)用于霞浦鈉冷快堆工程。

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Abstract：On the basis of core damage assssment method for PWR and combined with the characteristics of 600MW demonstration sodium cooled fast reactor，this paper proposes an assessment model for core damage of sodium cooled fast reactor based on the comprehensive assessment of on-line monitoring instrument readings as the main model while the radionuclides sampling assessment as the auxiliary model. The developed software of core damage assessment for sodium cooled fast reactor has been applied to the 600MW demonstration sodium cooled fast reactor project.

Key words： sodium cooled fast reactor;core damage assessment