49－2游泳池式反應堆超設計基準事故的篩選與分析

張亞東，郭 玥，吳園園，鄒 耀（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

49－2游泳池式反應堆超設計基準事故的
篩選與分析

張亞東，郭 玥，吳園園，鄒 耀
（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

摘要：為保證49－2游泳池式反應堆在超壽期下的安全運行，需進行超設計基準事故分析。由于難以采用概率安全評價（PSA）方法進行分析，所以本文無條件假設最嚴重事故來得到一保守結果。主要分析了全廠斷電下未能緊急停堆的預期瞬變（ATWS）、水平孔道斷裂和停堆后堆芯完全裸露的事故，以及應急能力。結果表明：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，只要2．5h內堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化；非能動破壞虹吸能力和多樣的應急補水方式能保證堆芯不裸露。

關鍵詞：49－2游泳池式反應堆；超設計基準事故；未能緊急停堆的預期瞬變；堆芯完全裸露

福島事故使人們更加關注超設計基準事故。當前研究堆的設計基準事故均通過設計和運行管理得到了預防，但對超設計基準事故由于設防的高成本而僅能做到有限的管理預防。49－2游泳池式反應堆（簡稱49－2堆）僅在2012年安全再審查時進行過全廠斷電下未能緊急停堆預期瞬變（ATWS）的超設計基準事故分析。超設計基準事故的篩選與分析對評估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典型的超設計基準事故，得到保守的分析結果，并對49－2堆的應急能力進行評價。

1　49－2堆超設計基準事故的篩選

對于49－2堆，篩選超設計基準事故與核電廠有區別。對核電廠來說一般將能造成堆芯熔化的事故，或將設計基準未考慮的多重故障，或超設計的外部事件引起堆芯惡化等事故界定成超設計基準事故。49－2堆在運行中隨著安全分析技術的發展、運行事件經驗和行業法規的逐步規范進行了較全面的安全分析。這些安全分析是參考其他堆的經驗，在已發生或預判有可能發生的事件的基礎上，進行歸類整理、定量分析，即為設計基準事故［1］。由于49－2堆本身的固有安全性，超出設計基準的事故并不意味著堆芯會破損。由于49－2堆建堆時還沒有設備分級概念，系統和設備未進行符合目前標準的評定［1］，很難用概率安全評價（PSA）的方法來分析，所以目前難以參照核電廠概率安全評價方法對49－2堆進行多重故障分析。核電廠采用基于現實的或最佳估算的假設、方法和分析準則，而不必運用確定和評價設計基準事故時所采用的保守的工程方法來確定嚴重事故序列。而49－2堆固有安全特性好，可采取保守方法，即無條件假設最嚴重事故，如全場斷電情況下ATWS或堆水池完全失水，然后分析這種無條件假設的最嚴重事故，得出一保守結果。

2　全廠斷電ATWS的分析

2．1 概述

49－2堆在滿功率運行時全廠斷電，應急冷卻泵不能自啟動，主泵失電并在惰轉完成后馬上轉入流動逆轉，建立自然循環冷卻堆芯。同時，在ATWS情況下反應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反應性來降低堆功率，且隨溫度的升高，引入的負反應性使反應堆停閉，并使反應堆最終保持在次臨界狀態。用RELAP5計算全廠斷電ATWS超設計基準事故下反應堆的臨界和堆芯溫度［2］。衰變熱取ANS73標準的120%，冷卻劑初始溫度為314．15K，驗收準則是：反應堆能停堆，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）。

2．2 計算模型及結果分析

對49－2堆一回路系統進行節塊劃分（圖1），能準確描述一回路的熱工水力特性。

在失去外電源17s時，溫度效應所引入的負反應性達最大值，反應堆功率持續下降（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達到了最大，分別為407．54K和437．92K［3］，燃料元件不會熔化，熱量能導出，堆芯是安全的，之后燃料元件表面溫度和芯體溫度持續下降（圖3）。整個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49－2堆來說堆芯不失水非常重要。

3　水平孔道斷裂時的堆芯安全分析

假設外部因素引起水平孔道在水池內部切斷斷裂，水平孔道閘門處于全關閉狀態，此時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高處將不再降低。計算得到從游泳池正常水位7．15m降至燃料元件頂部時所需的時間為57．2h，降至水平孔道下沿時所需的時間為73．2h［4］，有足夠的時間采取補水和堵漏措施，盡量避免堆芯裸露。

圖1　 49－2堆系統節塊圖Fig．1 System nodalization of 49－2SPR

圖2　 反應性和堆芯功率隨時間的變化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ANS標準，49－2堆長期運行后，停堆時間t＝57．2h和t＝73．16h的剩余發熱為停堆前功率的4．32×10－3及4．163× 10－3，即平均每根元件棒的剩余發熱功率分別為22．53W及21．71W。當水池水位降至堆芯頂部時自然循環流動停止，剩余發熱的一部分靠堆容器內自然對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傳至上部空間。當堆芯中的水加熱到100℃時，發生飽和式沸騰，剩余發熱均用來產生蒸汽，蒸汽擴散到堆芯上部空間，即此時以汽化潛熱的方式帶走元件的剩余釋熱。保守的假定當水位降至元件頂部時，堆芯容器中的水加熱至100℃。

當水位降至元件頂端時，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，水位不再降低，這時元件有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生蒸汽，而裸露的0．3m元件的剩余發熱一部分通過鈾芯和鋁包殼向浸入水中部分元件熱傳導傳熱，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 剩余釋熱計算

用ORIGEN2程序計算了49－2堆的剩余釋熱。初始條件和保守假設如下。

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

2）運行功率為額定功率3．5MW。

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

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

4．2 燃料元件溫度計算

在有內熱源情況下，忽略燃料元件軸向和周向導熱，鈾芯中心溫度為：

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

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

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

在很保守的剩余釋熱計算下，只要長時間滿功率運行停堆后2．5h內堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化。即對于49－2堆，關鍵是保證停堆后2．5h內堆芯不能裸露。

5　管道斷裂及水池失水情況下的應急補水能力

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堆主廠房和實驗室部分廠房在8級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。上部框架結構的變形是允許的，鋼筋混凝土構件均滿足強度要求是安全的。

2）游泳池本體剛性很大，8度地震引起的應力可忽略不計；

3）8度地震下堆內主要部件如堆芯支承結構、熱柱端部、主回路系統管道均是安全的。

為更好地保證強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 非能動破壞虹吸能力

49－2堆池底與地面平齊，池頂標高為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需破壞虹吸的問題。因一次水出水管是從堆芯下聯箱抽水，所以尤其是一次水出水管道的虹吸破壞對49－2堆尤為重要。一次水進水管的進水口在游泳池內較高位置，進水管斷裂不會導致堆芯裸露。49－2堆在建堆時就分別在一次水進出水管道的最高處設有破壞虹吸閥門，但這兩個閥門為手動閥門，需操作人員手動打開。在特殊情況下，如堆頂廠房發生坍塌，有可能致使破壞虹吸閥門無法手動打開，或堆頂大廳內有很高的放射性劑量時，工作人員也無法進入堆頂大廳打開破壞虹吸閥。為此，49－2堆需增加非能動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破壞虹吸的施工及驗證。一次水出水管道非能動破壞虹吸孔在6．5m位置，孔徑為16mm。驗證表明，一次水系統運行正常時流經虹吸破壞孔的流量占一次水總流量的0．18%，不影響反應堆正常運行時堆芯冷卻，同時在一次水出水管道斷裂時能實現非能動破壞虹吸能力。

5．3 應急補水能力

49－2堆在堆水池失水時有以下方式向游泳池補水［1］：1）補水箱的正常補水（失電情況下可通過手動閥向堆水池補水）；2）由二次水向游泳池補水（失去外電源時無效）；3）堆頂大廳的消防水龍頭補水；4）廠房內、外消防栓向游泳池補水；5）消防水車向游泳池補水；6）中國原子能科學研究院即將配備的柴油發電機及水帶，在應急時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　結語

采取保守方法，即無條件假設的最嚴重事故，如全場斷電情況下ATWS或堆水池完全失水事故分析表明：在全場斷電ATWS下燃料元件不會熔化，堆芯是安全的；滿功率運行情況下，只要保證停堆后2．5h內堆芯不裸露即可保證燃料元件不熔化。可見保證停堆后2．5h內堆芯不裸露對49－2堆至關重要。49－2堆的水平孔道已封堵，一次水管道增加了非能動破壞虹吸功能，堆水池的補水措施又非常多，可保證49－2堆停堆后2．5h內堆芯不裸露，所以49－2堆不會出現堆芯嚴重損害的超設計基準事故。

參考文獻：

［1］ 儲紹初．49－2游泳池反應堆（追溯性）安全分析報告［R］．北京：中國原子能科學研究院，1990．

［2］ The RELAP5 Code Development Team．RELAP5／MOD3．3code manual volumeⅡ：Appendix A input requirements［M］．USA：Idaho National Engineering Laboratory，2010．

［3］ 吳園園，劉天才，孫微．49－2游泳池式反應堆全場斷電事故與自然循環能力分析［J］．原子能科學技術，2012，46（增刊）：290－294．WU Yuanyuan，LIU Tiancai，SUN Wei．Analysis of SBO accident and natural circulation of 49－2 Swimming Pool Reactor［J］．Atomic Energy Science and Technology，2012，46（Suppl．）：290－294（in Chinese）．

［4］ 儲紹初．49－2反應堆游泳池失水事故堆芯裸露安全分析［R］．北京：中國原子能科學研究院，1997．

［5］ 王春明．49－2堆廠房抗震分析［R］．北京：核工業第二研究設計院，1994．

［6］ 王春明，楊徐潔，金建華．49－2堆本體抗震分析［R］．北京：核工業第二研究設計院，1997．

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

作者簡介：張亞東（1981—），男，甘肅會寧人，高級工程師，碩士，核能科學與工程專業

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：1000－6931（2015）08－1405－05

文獻標志碼：A

中圖分類號：TL364