49－2游泳池式反應(yīng)堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的篩選與分析

張亞東，郭 玥，吳園園，鄒 耀（中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所，北京 102413）

49－2游泳池式反應(yīng)堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的
篩選與分析

張亞東，郭 玥，吳園園，鄒 耀
（中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所，北京 102413）

摘要：為保證49－2游泳池式反應(yīng)堆在超壽期下的安全運(yùn)行，需進(jìn)行超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析。由于難以采用概率安全評(píng)價(jià)（PSA）方法進(jìn)行分析，所以本文無條件假設(shè)最嚴(yán)重事故來得到一保守結(jié)果。主要分析了全廠斷電下未能緊急停堆的預(yù)期瞬變（ATWS）、水平孔道斷裂和停堆后堆芯完全裸露的事故，以及應(yīng)急能力。結(jié)果表明：在全廠斷電ATWS下堆芯是安全的；水平孔道斷裂及其他因素造成失水時(shí)，只要2．5h內(nèi)堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化；非能動(dòng)破壞虹吸能力和多樣的應(yīng)急補(bǔ)水方式能保證堆芯不裸露。

關(guān)鍵詞：49－2游泳池式反應(yīng)堆；超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故；未能緊急停堆的預(yù)期瞬變；堆芯完全裸露

福島事故使人們更加關(guān)注超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。當(dāng)前研究堆的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故均通過設(shè)計(jì)和運(yùn)行管理得到了預(yù)防，但對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故由于設(shè)防的高成本而僅能做到有限的管理預(yù)防。49－2游泳池式反應(yīng)堆（簡(jiǎn)稱49－2堆）僅在2012年安全再審查時(shí)進(jìn)行過全廠斷電下未能緊急停堆預(yù)期瞬變（ATWS）的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析。超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的篩選與分析對(duì)評(píng)估49－2堆的安全特性和確定壽期非常有意義。本文篩選并分析全廠斷電ATWS、水平孔道斷裂、堆芯完全裸露等幾個(gè)典型的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，得到保守的分析結(jié)果，并對(duì)49－2堆的應(yīng)急能力進(jìn)行評(píng)價(jià)。

1　49－2堆超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的篩選

對(duì)于49－2堆，篩選超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故與核電廠有區(qū)別。對(duì)核電廠來說一般將能造成堆芯熔化的事故，或?qū)⒃O(shè)計(jì)基準(zhǔn)未考慮的多重故障，或超設(shè)計(jì)的外部事件引起堆芯惡化等事故界定成超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。49－2堆在運(yùn)行中隨著安全分析技術(shù)的發(fā)展、運(yùn)行事件經(jīng)驗(yàn)和行業(yè)法規(guī)的逐步規(guī)范進(jìn)行了較全面的安全分析。這些安全分析是參考其他堆的經(jīng)驗(yàn)，在已發(fā)生或預(yù)判有可能發(fā)生的事件的基礎(chǔ)上，進(jìn)行歸類整理、定量分析，即為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故［1］。由于49－2堆本身的固有安全性，超出設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的事故并不意味著堆芯會(huì)破損。由于49－2堆建堆時(shí)還沒有設(shè)備分級(jí)概念，系統(tǒng)和設(shè)備未進(jìn)行符合目前標(biāo)準(zhǔn)的評(píng)定［1］，很難用概率安全評(píng)價(jià)（PSA）的方法來分析，所以目前難以參照核電廠概率安全評(píng)價(jià)方法對(duì)49－2堆進(jìn)行多重故障分析。核電廠采用基于現(xiàn)實(shí)的或最佳估算的假設(shè)、方法和分析準(zhǔn)則，而不必運(yùn)用確定和評(píng)價(jià)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故時(shí)所采用的保守的工程方法來確定嚴(yán)重事故序列。而49－2堆固有安全特性好，可采取保守方法，即無條件假設(shè)最嚴(yán)重事故，如全場(chǎng)斷電情況下ATWS或堆水池完全失水，然后分析這種無條件假設(shè)的最嚴(yán)重事故，得出一保守結(jié)果。

2　全廠斷電ATWS的分析

2．1 概述

49－2堆在滿功率運(yùn)行時(shí)全廠斷電，應(yīng)急冷卻泵不能自啟動(dòng)，主泵失電并在惰轉(zhuǎn)完成后馬上轉(zhuǎn)入流動(dòng)逆轉(zhuǎn)，建立自然循環(huán)冷卻堆芯。同時(shí)，在ATWS情況下反應(yīng)堆不能依靠控制棒下插停堆，只能通過燃料和冷卻劑溫度升高所引入的負(fù)反應(yīng)性來降低堆功率，且隨溫度的升高，引入的負(fù)反應(yīng)性使反應(yīng)堆停閉，并使反應(yīng)堆最終保持在次臨界狀態(tài)。用RELAP5計(jì)算全廠斷電ATWS超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下反應(yīng)堆的臨界和堆芯溫度［2］。衰變熱取ANS73標(biāo)準(zhǔn)的120%，冷卻劑初始溫度為314．15K，驗(yàn)收準(zhǔn)則是：反應(yīng)堆能停堆，燃料元件表面溫度不超過熔化溫度923．15K，燃料元件芯體溫度不超過熔化溫度924．15K（取鎂的熔點(diǎn)）。

2．2 計(jì)算模型及結(jié)果分析

對(duì)49－2堆一回路系統(tǒng)進(jìn)行節(jié)塊劃分（圖1），能準(zhǔn)確描述一回路的熱工水力特性。

在失去外電源17s時(shí)，溫度效應(yīng)所引入的負(fù)反應(yīng)性達(dá)最大值，反應(yīng)堆功率持續(xù)下降（圖2）。熱通道燃料元件的表面溫度和芯體的溫度分別在10s和8s達(dá)到了最大，分別為407．54K和437．92K［3］，燃料元件不會(huì)熔化，熱量能導(dǎo)出，堆芯是安全的，之后燃料元件表面溫度和芯體溫度持續(xù)下降（圖3）。整個(gè)事故過程中堆水池作為熱阱是足夠的。所以，只要堆芯不失水，即使在全廠斷電ATWS事故下49－2堆的堆芯也是安全的，即對(duì)49－2堆來說堆芯不失水非常重要。

3　水平孔道斷裂時(shí)的堆芯安全分析

假設(shè)外部因素引起水平孔道在水池內(nèi)部切斷斷裂，水平孔道閘門處于全關(guān)閉狀態(tài)，此時(shí)池水將通過閘閥與閘門間1mm的間隙向外泄漏。池水降至水平孔道下標(biāo)高處將不再降低。計(jì)算得到從游泳池正常水位7．15m降至燃料元件頂部時(shí)所需的時(shí)間為57．2h，降至水平孔道下沿時(shí)所需的時(shí)間為73．2h［4］，有足夠的時(shí)間采取補(bǔ)水和堵漏措施，盡量避免堆芯裸露。

圖1　 49－2堆系統(tǒng)節(jié)塊圖Fig．1 System nodalization of 49－2SPR

圖2　 反應(yīng)性和堆芯功率隨時(shí)間的變化Fig．2 Reactivity and core power vs．time

圖3　 燃料包殼和芯體最高溫度隨時(shí)間的變化Fig．3 Maxium temperatures of fuel cladding and pellet vs．time

令停堆前功率為3 500kW，全堆43盒元件共671根，根據(jù)ANS標(biāo)準(zhǔn)，49－2堆長(zhǎng)期運(yùn)行后，停堆時(shí)間t＝57．2h和t＝73．16h的剩余發(fā)熱為停堆前功率的4．32×10－3及4．163× 10－3，即平均每根元件棒的剩余發(fā)熱功率分別為22．53W及21．71W。當(dāng)水池水位降至堆芯頂部時(shí)自然循環(huán)流動(dòng)停止，剩余發(fā)熱的一部分靠堆容器內(nèi)自然對(duì)流將堆芯容器中的水逐漸加熱，另一部分通過自由液面上的蒸發(fā)傳至上部空間。當(dāng)堆芯中的水加熱到100℃時(shí)，發(fā)生飽和式沸騰，剩余發(fā)熱均用來產(chǎn)生蒸汽，蒸汽擴(kuò)散到堆芯上部空間，即此時(shí)以汽化潛熱的方式帶走元件的剩余釋熱。保守的假定當(dāng)水位降至元件頂部時(shí)，堆芯容器中的水加熱至100℃。

當(dāng)水位降至元件頂端時(shí)，其元件包殼和鈾芯最高溫度分別為103．8℃和103．9℃，失水速度約300kg／h。堆芯水位降至水平孔道下沿時(shí)，水位不再降低，這時(shí)元件有0．2m插入水中，有0．3 m裸露在空氣中。插入水中的0．2m元件仍靠池式飽和沸騰傳熱產(chǎn)生蒸汽，而裸露的0．3m元件的剩余發(fā)熱一部分通過鈾芯和鋁包殼向浸入水中部分元件熱傳導(dǎo)傳熱，另一部分是元件裸露部分向周圍空氣散熱。堆芯裸露后元件最高溫度在頂部，與元件裸露長(zhǎng)度平方呈正比。裸露部分鈾芯與元件包殼表面溫差約0．1℃。裸露的鈾芯頂部溫度為392．7℃［4］，較水位降至元件頂端時(shí)高，但也不至于使燃料熔化。

4　堆芯完全裸露的安全分析

4．1 剩余釋熱計(jì)算

用ORIGEN2程序計(jì)算了49－2堆的剩余釋熱。初始條件和保守假設(shè)如下。

1）堆芯按最大裝載，即44盒燃料組件計(jì)算，共計(jì)690根燃料棒，計(jì)算初始均為新料。

2）運(yùn)行功率為額定功率3．5MW。

3）爐料的運(yùn)行方式是：滿功率運(yùn)行300d、停堆30d、滿功率運(yùn)行60d、停堆30d、滿功率運(yùn)行40d。滿功率運(yùn)行總釋熱不變時(shí)中間停堆時(shí)間越短，停堆前連續(xù)運(yùn)行的時(shí)間越長(zhǎng)，剩余釋熱就越大。49－2堆滿功率運(yùn)行約33d時(shí)需停堆換料，所以此計(jì)算剩余釋熱的條件是保守的。

4）計(jì)算終止的燃耗為30%，與49－2堆的實(shí)際平均燃耗約20%相比，由于裂變產(chǎn)物的增多，剩余釋熱是保守的。

4．2 燃料元件溫度計(jì)算

在有內(nèi)熱源情況下，忽略燃料元件軸向和周向?qū)?，鈾芯中心溫度為?/p>

式中：Ta為空氣溫度；ql為線功率密度；ku為鈾芯芯體熱導(dǎo)率；kc為包殼熱導(dǎo)率。

堆芯完全裸露后芯體所能達(dá)到的溫度與停堆至堆芯完全裸露之間時(shí)間間隔有關(guān)，停堆至堆芯完全裸露之間時(shí)間間隔越長(zhǎng)，芯體所能達(dá)到的最高溫度越大（圖4）。

圖4　 芯體最高溫度和剩余發(fā)熱曲線Fig．4 Maxium temperature of fuel pellet and residual heat curve

在很保守的剩余釋熱計(jì)算下，只要長(zhǎng)時(shí)間滿功率運(yùn)行停堆后2．5h內(nèi)堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化。即對(duì)于49－2堆，關(guān)鍵是保證停堆后2．5h內(nèi)堆芯不能裸露。

5　管道斷裂及水池失水情況下的應(yīng)急補(bǔ)水能力

5．1 49－2堆抗震能力

49－2堆主體的抗震情況［5－6］如下：

1）49－2堆主廠房和實(shí)驗(yàn)室部分廠房在8級(jí)地震烈度下是安全的。主廠房下部混凝土厚墻剛性很大，其變形可忽略。上部框架結(jié)構(gòu)的變形是允許的，鋼筋混凝土構(gòu)件均滿足強(qiáng)度要求是安全的。

2）游泳池本體剛性很大，8度地震引起的應(yīng)力可忽略不計(jì)；

3）8度地震下堆內(nèi)主要部件如堆芯支承結(jié)構(gòu)、熱柱端部、主回路系統(tǒng)管道均是安全的。

為更好地保證強(qiáng)地震情況下堆水池不失水，游泳池堆封堵了堆水池特排管線及水平孔道閘閥與閘門之間的縫隙。

5．2 非能動(dòng)破壞虹吸能力

49－2堆池底與地面平齊，池頂標(biāo)高為7．88m。為了防止一次水管道斷裂引起游泳池的大量失水，一次水的進(jìn)水管道和出水管道均在6．9m高度繞了一“幾”字型，但這又帶來了在一次水管道斷裂時(shí)需破壞虹吸的問題。因一次水出水管是從堆芯下聯(lián)箱抽水，所以尤其是一次水出水管道的虹吸破壞對(duì)49－2堆尤為重要。一次水進(jìn)水管的進(jìn)水口在游泳池內(nèi)較高位置，進(jìn)水管斷裂不會(huì)導(dǎo)致堆芯裸露。49－2堆在建堆時(shí)就分別在一次水進(jìn)出水管道的最高處設(shè)有破壞虹吸閥門，但這兩個(gè)閥門為手動(dòng)閥門，需操作人員手動(dòng)打開。在特殊情況下，如堆頂廠房發(fā)生坍塌，有可能致使破壞虹吸閥門無法手動(dòng)打開，或堆頂大廳內(nèi)有很高的放射性劑量時(shí)，工作人員也無法進(jìn)入堆頂大廳打開破壞虹吸閥。為此，49－2堆需增加非能動(dòng)的破壞一次水虹吸的能力。

2013年10月完成了一次水出水管道非能動(dòng)破壞虹吸的施工及驗(yàn)證。一次水出水管道非能動(dòng)破壞虹吸孔在6．5m位置，孔徑為16mm。驗(yàn)證表明，一次水系統(tǒng)運(yùn)行正常時(shí)流經(jīng)虹吸破壞孔的流量占一次水總流量的0．18%，不影響反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)堆芯冷卻，同時(shí)在一次水出水管道斷裂時(shí)能實(shí)現(xiàn)非能動(dòng)破壞虹吸能力。

5．3 應(yīng)急補(bǔ)水能力

49－2堆在堆水池失水時(shí)有以下方式向游泳池補(bǔ)水［1］：1）補(bǔ)水箱的正常補(bǔ)水（失電情況下可通過手動(dòng)閥向堆水池補(bǔ)水）；2）由二次水向游泳池補(bǔ)水（失去外電源時(shí)無效）；3）堆頂大廳的消防水龍頭補(bǔ)水；4）廠房?jī)?nèi)、外消防栓向游泳池補(bǔ)水；5）消防水車向游泳池補(bǔ)水；6）中國(guó)原子能科學(xué)研究院即將配備的柴油發(fā)電機(jī)及水帶，在應(yīng)急時(shí)可從二次水水塔積水池或院蓄水池抽水向游泳池注水。

所以，即使在強(qiáng)地震情況下游泳池池壁破裂，也能保證堆芯不裸露，燃料元件得到足夠的冷卻而不致燒毀。

6　結(jié)語(yǔ)

采取保守方法，即無條件假設(shè)的最嚴(yán)重事故，如全場(chǎng)斷電情況下ATWS或堆水池完全失水事故分析表明：在全場(chǎng)斷電ATWS下燃料元件不會(huì)熔化，堆芯是安全的；滿功率運(yùn)行情況下，只要保證停堆后2．5h內(nèi)堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化?？梢姳ＷC停堆后2．5h內(nèi)堆芯不裸露對(duì)49－2堆至關(guān)重要。49－2堆的水平孔道已封堵，一次水管道增加了非能動(dòng)破壞虹吸功能，堆水池的補(bǔ)水措施又非常多，可保證49－2堆停堆后2．5h內(nèi)堆芯不裸露，所以49－2堆不會(huì)出現(xiàn)堆芯嚴(yán)重?fù)p害的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。

參考文獻(xiàn)：

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Screening and Analysis of Beyond Design Basis Accident of 49－2 SPR

ZHANG Ya－dong，GUO Yue，WU Yuan－yuan，ZOU Yao
（China Institute of Atomic Energy，P．O．Box275－54，Beijing102413，China）

Abstract：The beyond design basis accident was analyzed to ensure safe operation of 49－2Swimming Pool Reactor（SPR）after design life．Because it’s difficult to use PSA method，the unconditional assumed severe accidents were adopted to obtain a conservative result．The main conclusions were obtained by analyzing anticipated transients without scram in station blackout（SBO ATWS），horizontal channel rupture，core uncovering after shutdown and emergency response capacity．The results show that the core is safe in SBO ATWS，and the fuel elements will not melt as long as the core are not exposed in 2．5hin loss of coolant accident caused by horizontal channel rupture and other factors．The passive siphon breaker function and various ways of emergency core makeup can ensure that the core is not exposed．

Key words：49－2Swimming Pool Reactor；beyond design basis accident；anticipated transients without scram；core uncovering

作者簡(jiǎn)介：張亞東（1981—），男，甘肅會(huì)寧人，高級(jí)工程師，碩士，核能科學(xué)與工程專業(yè)

收稿日期：2014－05－05；修回日期：2014－06－23

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1405

文章編號(hào)：1000－6931（2015）08－1405－05

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A

中圖分類號(hào)：TL364