核電廠堆芯損傷評價研究及軟件開發

李文靜，馬如冰，唐景宇，趙 博，付霄華

（中國核電工程有限公司，北京100840）

三哩島事故發生以后，為了解核電廠在嚴重事故下的損傷情況，美國核管會在NUREG-0737中提出需對核電廠堆芯損傷程度進行評價，并將其作為頒發執照和許可證的一項要求［1］。日本福島核事故的發生也再次表明，應急響應組織需要對事故后電廠損傷狀態進行及時準確地判斷，從而做出正確決策并采取合適的應急行動。可見，核電廠堆芯損傷狀態是應急事故處理和緩解以及應急防護行動決策的重要依據，堆芯損傷評價程序的開發對核電廠應急輔助決策具有重要意義。

我國核安全導則《核動力廠營運單位的應急準備和應急響應》（HAD 002／01-2010）規定，在應急計劃中對堆芯損傷評價的方法和模式應當有相應說明［2］。《核安全與放射性污染防治“十二五”規劃及2020年遠景目標》要求在“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。因此，開發堆芯損傷狀態評價系統也是滿足國家相關法規要求的重要工作。

本文將以福清核電廠為示范，重點介紹適用于該電廠的堆芯損傷狀態評價方法，并對開發的堆芯損傷評價軟件進行簡要說明。

1 堆芯損傷評價研究現狀

在NRC提出堆芯損傷評價要求之后，西屋公司開展大量的堆芯損傷評價分析工作，并在1984年提出事故后堆芯損傷評價方法（CDAM）［1］。該方法主要通過事故后取樣系統（PASS）評價堆芯損傷的狀態和程度。由于取樣的延時性，該方法不能實時反映堆芯的狀態，因此不能有效地支持應急響應決策。

1999年，西屋公司在CDAM基礎上開發新的堆芯損傷評價導則（CDAG）［1］。該導則首先利用堆芯出口熱電偶溫度（CET）和安全殼輻射劑量率（CRM）兩個主要測量參數評價堆芯損傷狀態和損傷份額，再利用輔助測量參數來確認堆芯損傷狀態的合理性。它根據反應堆固定裝置測量參數來診斷堆芯損傷狀態并評價堆芯損傷程度，可以提供較為及時準確的堆芯損傷評價。

美國核管會的RTM-96報告中建議使用堆芯裸露時長、安全殼輻射水平、冷卻劑活度以及氫氣濃度對堆芯損傷程度進行評價［3］。其中，欠冷度裕量和壓力容器水位可以用于確定堆芯裸露的起始時間。

法國IRSN提出用于評價事故發生時壓水堆核電廠狀態的3D／3P方法［4，5］。它通過對核電廠三道屏障循環診斷和預測，得到電廠損傷狀態以及釋放源項。該方法中對第一道屏障（即燃料包殼）完整性的診斷即為本文中所述堆芯損傷評價，它所選用的參數為堆芯出口熱電偶溫度、安全殼輻射劑量率以及煙囪流出物的放射性水平，其中，煙囪流出物的放射性水平具有一定延時性。

此外，國際原子能機構（IAEA）的報告TECDOC-955中也給出了一種堆芯損傷評價方法［6］。該報告認為堆芯損傷程度與堆芯裸露時間相關，根據堆芯活性區的水位指示、輻射水平的顯著增加以及PWR欠冷度裕量的變化可以計算出堆芯裸露時間。此外，安全殼監測器的讀數以及冷卻劑取樣同位素濃度也可作為堆芯損傷評價的依據。該評價方法快速、簡單，但精度不高。

因此，當核電廠發生可能造成堆芯損傷的事故后，可根據核電廠內監測系統的實時測量參數，對反應堆堆芯所處的狀況進行相對及時、準確的判斷。需要說明的是，目前國際上使用的各種評價方法所選用的參數基本一致。由于西屋公司開發的堆芯損傷評價導則應用較廣且使用較為方便，本文主要參考該導則，并綜合考慮其他分析方法，開發了適用于我國在建和運行壓水堆電廠的堆芯損傷評價導則以及相應評價程序。

2 堆芯損傷評價方法

在開發堆芯損傷評價方法時，首先根據選定測量參數對堆芯損傷程度和份額進行判斷和計算；然后將該結果作為輸入，一方面計算向環境釋放源項，為事故后果評價提供源項輸入；另一方面為應急狀態的確定以及進入相應應急狀態后電廠及相關部門應采取的行動提供建議。

2.1 堆芯損傷評價

本方法主要針對事故早期的應急響應行動，由于大部分惰性氣體和揮發性裂變產物在燃料過熱階段基本釋放完畢，而堆芯熔化過程中釋放出的少量非揮發性裂變產物對場外防護行動的影響較小，故將堆芯損傷狀態劃分為三類：無堆芯損傷（狀態0）、燃料包殼損傷（狀態1）和燃料過熱損傷（狀態2）。

考慮到福清核電廠的設計特征，選取堆芯出口熱電偶溫度（CET）和安全殼輻射劑量率（CRM）作為評價堆芯損傷狀態的主要參數。

CET在一定程度上能夠反映堆芯燃料溫度，當CET超過狀態i（i=1，2）對應的整定值溫度后，可認為堆芯處于狀態i。福清電廠共有40個堆芯出口熱電偶，其中38個用于測量燃料組件出口冷卻劑溫度，如圖1所示［7］。假設其分布均勻，則可近似認為每個CET反映1／38堆芯的損傷情況。

圖1 堆芯出口熱電偶布置Fig.1 Distribution of thermocouple at the core exit

嚴重事故分析顯示，堆芯出口溫度還與反應堆冷卻劑系統壓力直接相關。故堆芯損傷份額定量計算公式可表示為：

式中：i=1，2，當i為1時表示燃料包殼損傷，i為2時表示燃料過熱損傷；k=0，1，當k為0時表示一回路低壓，k為1時表示一回路高壓。

福清核電廠安全殼輻射探測器為安全殼γ劑量率監測儀，共有兩個，布置于安全殼內不同位置。當堆芯損傷且一回路破口情況下，安全殼輻射劑量率與堆芯損傷程度正相關。假設堆芯損傷份額與安全殼輻射劑量線性相關，同時考慮一回路壓力高低及安全殼噴淋系統是否運行的影響，則堆芯損傷份額定量計算公式可表示為：

式中：i=1，2，當i為1時表示燃料包殼損傷，i為2時表示燃料過熱損傷；j=0，1，當j為0時表示安噴系統未運行，j為1時表示安噴系統運行；k=0，1，當k為0時表示一回路低壓，k為1時表示一回路高壓。

此外，根據兩個主要參數確定堆芯損傷程度后，可利用輔助參數（包括一回路熱段溫度、反應堆壓力容器水位、源量程計數率監測、安全殼氫氣濃度）對結果的合理性進行確認，若不一致，需給出可能導致結果存在差異的原因。

2.2 源項計算

放射性物質最初主要存在于燃料芯塊以及芯塊和包殼之間的間隙中，當堆芯發生損傷后，放射性物質從破損的包殼進入到一回路中。若一回路存在破口，則放射性物質將進一步進入到安全殼中，并最終從安全殼泄漏到環境當中。在定量計算的過程中，可預先計算100%燃料包殼／過熱損傷時對應的安全殼內源項Sc，然后根據當前的堆芯損傷份額K（t）以及安全殼的泄漏率V（t），保守計算釋放到環境的源項SE（t）：

若發生SGTR事故，則保守認為放射性物質直接通過二回路釋放到環境中。在判斷堆芯損傷狀態及份額時，由于安全殼被旁路，安全殼內監測參數CRM不再有意義，故只選用CET作為評價參數。在計算源項時，可預先計算100%燃料包殼／過熱損傷時對應的一回路內源項Srcp，然后根據當前的堆芯損傷份額K（t）以及一回路向環境的泄漏率V0（t），保守計算釋放到環境的源項SE（t）：

2.3 應急響應

我國核電廠的應急狀態分為四級，即：應急待命、廠房應急、場區應急和場外應急。

在得到堆芯損傷狀況后，可根據特定電廠場內應急計劃中相關的應急行動水平（EAL），宣布進入相應的應急狀態，以便采取合適的應急響應行動。但是國內目前尚未將堆芯損傷份額作為EAL的一部分，故在軟件開發的過程中，暫時參考NUREG-0654中所給建議［8］。即：

（1）若30min內燃料包殼損傷率增加0.1%以上，則建議進入應急待命狀態；

（2）若30min內燃料包殼損傷率增加1%以上，或總的燃料包殼損傷份額達到5%，則建議進入廠房應急狀態。

此外，事故發生后核電廠場區邊界處人員所受劑量也是EAL的組成部分［9，10］。本方法可根據堆芯損傷狀態確定事故源項，電廠可以將該源項作為輸入，再結合釋放期間的實際氣象條件，計算出場區邊界人員的有效劑量以及甲狀腺劑量，與相應的EAL進行比對，從而確定是否進入場區應急或場外應急狀態。

3 堆芯損傷評價軟件開發

在前面所述堆芯損傷評價方法的基礎上，以JavaEE技術為核心，初步開發了相應的堆芯損傷評價軟件。軟件各功能點都基于JavaEE構建，并通過B／S模式為用戶提供服務。堆芯損傷評價軟件分為參數輸入、計算和顯示三大模塊，如圖2所示。

在輸入模塊中，共設置了兩個接口模塊，可與不同的數據源相連接。當以電廠實時監測數據作為數據源時，該軟件可以用于實時監測電廠堆芯損傷狀態、評估事故源項并為應急決策提供支持；當以模擬輸入數據作為數據源時，該軟件還可以滿足電廠應急演習需求。

計算模塊為軟件的核心模塊，通過前文所述邏輯算法以及針對于特定電廠的整定值和相關參數，經過計算可以得到堆芯損傷狀態及份額、向環境釋放源項以及建議的應急狀態和應急響應行動等信息。

顯示模塊既可為用戶展示堆芯損傷評價中輸入參數的實時變化情況，又可對堆芯損傷狀態及份額、建議行動項以及提示信息等進行顯示。此外，用戶還可以利用界面上的功能按鈕對歷史信息進行查詢、對源項進行評估、對整定值進行維護等。圖3為某模擬輸入情況下堆芯損傷監控的主界面示例。點擊圖中“損傷回溯”按鈕，可以對輸入、輸出參數進行歷史曲線查詢。點擊“源項計算”按鈕，即可進入源項模塊進行相關設置和計算。此外，還添加了人工錄入功能，用于電廠實時監測數據不可用情況下進行人工輸入及相關計算。

為了滿足不同用戶的使用需求，軟件還設置了用戶權限管理功能。用戶可以用不同的用戶名進行登錄，每個用戶名對應于不同的操作權限，從而更好地對軟件進行使用和維護。

4 結論

核電廠堆芯損傷狀態評價對事故狀況下核電廠的應急決策具有重要意義。本文在國際上堆芯損傷評價方法研究的基礎上，初步開發適用于我國在建和運行壓水堆核電廠的堆芯損傷評價方法及軟件。該方法和軟件可以對事故情況下堆芯損傷狀態及份額、向環境釋放的源項以及應急狀態進行評估，從而有效支持核電廠的應急決策，進一步提高核電廠的安全水平。在后續工作中，本課題還將進一步對堆芯損傷評價方法和軟件進行改進和完善。

圖2 軟件模塊劃分Fig.2 Partition of software module

圖3 堆芯損傷評價軟件主界面Fig.3 Main interface of the core damage assessment software

［1］ Robert J.Lutz，Westinghouse Owners Group Core Damage Assessment Guidance［R］.WCAP-14696-A.1999.

［2］ HAD002／01-2010.核動力廠營運單位的應急準備和應急響應［S］.2010.

［3］ NRC.Response Technical Manual［R］.RTM-96.1996.

［4］ IRSN.Method of Plant Status Assessment in the Case of an Accident Affecting a Pressurized Water Reactor：Method 3D／3P［R］.2002.

［5］ 楊玲，林樹謀，等.大亞灣核電站應急狀態下的事故評價［J］.輻射防護，2004，24（3-4）.

［6］ IAEA.Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions during a Reactor Accident［R］.IAEATECDOC-955.1997.

［7］ 福建福清核電廠1、2號機組系統手冊［R］.2010.

［8］ NRC.Criteria for Preparation and Evaluation of Radiological Emergency Response Plans and Preparedness in Support of Nuclear Power Plants［R］.NUREG-0654.1980.

［9］ 施仲齊.核或輻射應急的準備與響應［M］.北京：原子能出版社，2010.

［10］ 王醒宇，康凌等.核事故后果評價方法及其新發展［M］.北京：原子能出版社，2003.