秦山第二核電廠乏燃料水池失去冷卻后最短響應時間分析

洪源平，葉國棟，潘澤飛（中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

秦山第二核電廠乏燃料水池失去冷卻后最短響應時間分析

洪源平，葉國棟，潘澤飛
（中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300）

摘要：全廠斷電事故工況下，反應堆乏燃料水池冷卻和處理系統存在較大的停運風險。為避免反應堆乏燃料水池失去冷卻事故工況的進一步惡化，使用ORIGEN－S程序計算了不同狀態下從乏燃料水池失去冷卻到乏燃料組件裸露的最短時間。結果表明，在最惡劣工況下，乏燃料組件裸露的最短時間為79．2h，該結果也被用于制定秦山第二核電廠的應急響應行動計劃。

關鍵詞：乏燃料水池；失去冷卻；應急響應

正常工況下，反應堆乏燃料水池（簡稱乏池）通過反應堆乏燃料水池冷卻和處理（PTR）系統進行冷卻，以確保乏池內乏燃料組件的衰變熱能及時導出，同時確保乏池溫度不超過60℃。

2011年日本福島核事故表明，在全廠斷電事故工況下，PTR系統存在較大的停運風險。一旦停運，乏池將失去冷卻，燃料組件的衰變熱將使乏池持續升溫至沸騰，乏池液位下降直至燃料組件在空氣中裸露氧化并發生劇烈的鋯水反應。鋯水反應產生的氫氣在燃料廠房大量聚集，可能導致氫爆的發生，危及燃料廠房的安全性和完整性。為避免乏池失去冷卻事故工況的進一步惡化，本文計算核電廠在不同狀態下從乏池失去冷卻到燃料組件裸露的時間，從而為核電廠應急響應行動的制定提供技術支持。

1　乏池熱工設計原則

1．1 正常運行工況

根據核行業標準EJ／T 719—92《壓水堆核電廠燃料裝卸和貯存系統設計準則》的設計要求，在正常運行工況下，當乏池內乏燃料組件的剩余熱功率達到最大值時，用PTR系統的一個冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于60℃。

1．2 PTR系統可用事故工況

PTR系統可用事故工況下，當乏池內乏燃料組件的剩余熱功率達到最大值時，用PTR系統的一個冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于80℃。用PTR系統的兩個冷卻系列冷卻乏池，乏池水溫保持低于60℃。

1．3 PTR系統不可用事故工況

PTR系統不可用事故工況下，應給出乏池內乏燃料組件的剩余熱功率達到最大值時的乏池溫升速率、乏池水溫達到沸點溫度的最短時間及乏燃料組件開始裸露的最短時間。核電廠應在乏燃料組件開始裸露前恢復乏池冷卻能力或向乏池應急補水，也即核電廠從事故發生到燃料組件開始裸露的時間為該事故情況下要求的最短響應時間。同時，要求乏池應能滿足PTR系統不可用事故后至少72h燃料不裸露。

2　乏燃料組件衰變熱分析

2．1 計算方法

鑒于研究內容具有極強的專業性及發表文章語言的局限性，為使更多的國內讀者及時了解竹藤研究前沿進展，本刊將及時跟蹤GABR成果，對原文內容進行精簡、提煉，以中文形式呈現給讀者。本期介紹全球首次報道的棕櫚藤基因組的情況。

反應堆停堆后，乏燃料組件熱功率不會減少到零，而是保持有一定的剩余熱功率。這部分熱功率通常由3部分構成：1）剩余裂變產生的剩余熱功率；2）俘獲產物239U和239Np的衰變熱功率；3）裂變產物和除239U和239Np之外的錒系元素的衰變熱功率。

對于第1項，停堆后剩余裂變產生的熱功率與堆芯中不同中子源產生的中子數有關，這些潛在的中子源來自以下幾方面：緩發中子先驅核的衰變；錒系核素的自發裂變；（α，n）反應。根據文獻［1］，在停堆后至少50s內，第1項是至關重要的；在停堆600s后，第1項與第2、3項相比相差至少1個數量級，因此可忽略。

對于第2項，乏燃料組件中錒系核素主要由堆芯中初始的重核核素吸收中子產生。對于第3項，裂變產物由堆芯可裂變核素裂變反應產生。二者在停堆后會持續發生衰變，同時伴隨熱量的持續釋放，在停堆600s后，第2、3項成為構成乏燃料組件剩余熱功率的主要來源。這部分剩余熱功率的大小與停堆時刻錒系核素、裂變產物的數量有關，也與不同核素的衰變熱特性有關。

為研究停堆后衰變熱功率的變化及錒系核素、裂變產物的衰變熱特性，采用國際通用燃耗與衰變熱計算程序ORIGEN－S進行乏燃料組件的衰變熱計算分析。ORIGEN－S的數據庫包含了1 700多種核素，主要用于計算放射性核素的積累、衰變及各種處理過程后的核素組分變化。ORIGEN－S可計算并給出堆芯裂變產物、錒系核素和結構材料活化產物源項，其中包括核素的質量、活度、毒性、中子吸收率、裂變率、自發裂變中子、（α，n）反應中子、光子能譜以及堆芯衰變熱等。

ORIGEN－S中放射性核素i的核密度隨時間的變化率可由如下非齊次一階常微分方程描述：

其中：Xi為核素i的原子數目；N為核素種類的數目；lij為核素j衰變后生成核素i的份額；λj為核素j的衰變常量；φ為平均中子注量率；fik為核素k吸收中子后生成核素i的份額；σk為核素k的能譜平均中子吸收截面；ri為核素i從系統中被除去的連續去除率；Fi為核素i的連續補充率。

對輕水壓水堆而言，年換料模式是指機組連續功率運行一年后停堆，并將反應堆堆芯中部分已輻照的燃料組件卸出，同時重新裝入部分新燃料組件的換料模式。秦山第二核電廠1號、3號、4號機組目前均為年換料模式。年換料模式的計算輸入條件如下［1］：單個組件的功率為15．95MW；單個組件的鈾裝量為459．5kg；燃料富集度為3．7%；比功率為34．71 MW／tU；循環間隔為32d。年換料模式下乏池的衰變熱功率計算結果列于表1。表1中，事故工況是指在正常貯存工況的基礎上考慮機組發生異常需要立即將堆芯121組燃料組件全部卸出并移至乏池的工況，該工況對于乏池屬于極限貯存工況。由表1可知，在年換料模式下，秦山第二核電廠乏池熱負荷在極限貯存工況下約為6．913MW。

表1　 年換料模式下乏池的衰變熱功率Table 1 Decay heat power of spent fuel pool for 12months reloading model

2．3 長循環換料模式下的最大衰變熱功率

對輕水壓水堆而言，長循環換料模式是指機組連續功率運行17個月后停堆，并將反應堆堆芯中部分已輻照的燃料組件卸出，同時重新裝入部分新燃料組件的換料模式，該模式也簡稱為18個月換料模式。秦山第二核電廠2號機組即為長循環換料模式。長循環換料模式的計算輸入條件如下［2］：單個組件的功率為15．95MW；單個組件的鈾裝量為458．02kg；燃料富集度為4．45%；比功率為34．82 MW／tU；循環間隔為32d。長循環換料模式下乏池的衰變熱功率列于表2。由表2可知，在長循環換料模式下，秦山第二核電廠乏池熱負荷在極限貯存工況下約為7．289MW。

表2　 長循環換料模式下乏池的衰變熱功率Table 2 Decay heat power of spent fuel pool for 18months reloading model

3　乏池失去冷卻后的響應時間分析

3．1 水溫上升至沸點溫度所需時間

使用ORIGEN－S計算得到不同工況下乏池的最大衰變熱功率后，依據式（2）可計算出乏池在失去冷卻情況下的最大溫升速率，從而計算出乏池失去冷卻后水溫上升至沸點溫度所需時間。其中，水的沸點溫度按照1個標準大氣壓（1×105Pa）進行計算（正常情況下乏燃料廠房內會維持約60Pa的負壓，此處忽略不計）。

∑Pi＝cVρΔt（2）

其中：Pi為單根乏燃料組件在某一時刻的衰變熱功率；∑Pi為某時刻的乏池總衰變熱功率；c為當前溫度下水的比熱容；V為乏池總的水容積，設計值為1 260m3；ρ為水的密度；Δt為溫升速率。

年換料模式和長循環換料模式下乏池溫升的計算結果列于表3、4。由表3、4可見：秦山第二核電廠乏池在極限貯存工況下失去冷卻時，在年換料模式下，約14．8h后乏池水溫升至沸點溫度；在長循環換料模式下，約14h后乏池水溫升至沸點溫度。

表3　 年換料模式下乏池的溫升Table 3 Temperature increase of spent fuel pool for 12months reloading model

表4　 長循環換料模式下乏池的溫升Table 4 Temperature increase of spent fuel poolfor 18months reloading model

3．2 乏燃料組件開始裸露時間分析

乏池在失去冷卻后水溫會不斷上升至沸點溫度，假設此時沒有補給水源，則乏池水面會因沸騰蒸發而不斷下降，直至乏燃料組件裸露。

根據秦山第二核電廠乏燃料廠房設計參數，乏池池面標高為20 m，乏池池底標高為7．5m，正常運行期間乏池水位為19．5m，乏池表面積為107m2，乏燃料組件高度為4．06m。因此，乏燃料組件上方的水體積為849．58m3。取水的汽化潛熱為2 087kJ／kg，根據以上參數和乏池失去冷卻后水溫上升至沸點溫度所需時間，可跟據式（3）計算得到乏池在失去冷卻且沒有水源補充情況下乏燃料組件開始裸露的最短時間。

其中：t為乏燃料組件開始裸露的最短時間；r為水的汽化潛熱；V′為乏燃料組件上方的水體積。

年換料模式和長循環換料模式下乏燃料組件開始裸露時間的計算結果列于表5、6。由表5、6可見：秦山第二核電廠乏池在極限貯存工況下失去冷卻時，在年換料模式下，最短約83．6h后乏燃料組件才開始裸露；在長循環換料模式下，最短約79．2h后乏燃料組件才開始裸露。

表5　 年換料模式下乏燃料組件開始裸露時間Table 5 Exposed time of spent fuel assemblyfor 12months reloading model

表6　 長循環換料模式下乏燃料組件開始裸露時間Table 6 Exposed time of spent fuel assemblyfor 18months reloading model

4　結論

1）根據上述分析，秦山第二核電廠乏池如果發生失去冷卻且沒有水源補充的超設計基準事故，則在乏池正常貯存的工況下，年換料模式和長循環換料模式的最短響應時間分別為298．8h和259．1h；在乏池正常換料的工況下，最短響應時間分別為124．9h和120．2h；在事故工況下，最短響應時間分別為83．6h和79．2h。以上結果可作為核電廠后續應急響應行動的制定依據。

2）在最極端的超設計基準事故工況下，即在反應堆正常功率運行時因突發事故需要將反應堆堆芯121組燃料組件卸入乏燃料水池進行處理，同時疊加乏燃料水池冷卻和處理系統故障不可用，并且乏燃料水池無其他補充水源的情況下，乏燃料組件會在事故發生約79．2h后開始裸露，但仍滿足事故后72h燃料不裸露的原則。

參考文獻：

［1］ 閆新龍，譚怡．秦山第二核電廠3／4號機組提高富集度論證堆芯衰變熱（B＋C項）計算報告，QSEFE－410300－BG01A［R］．成都：中國核動力研究設計院，2010．

［2］ 魏述平．秦山第二核電廠3／4號機組長燃料循環論證堆芯衰變熱（B＋C項）計算報告，QS650LFCP34TARSR005［R］．成都：中國核動力研究設計院，2012．

Minimum Response Time Study of Spent Fuel Pool Lost Cooling for Qinshan NPP－2

HONG Yuan－ping，YE Guo－dong，PAN Ze－fei
（CNNC Nuclear Power Operations Management Company，Haiyan314300，China）

Abstract：In the case of station blackout accident，the reactor spent fuel pool cooling system had a high risk to break down．In order to avoid the accident without the reactor spent fuel pool cooling going worse，the minimum time from the spent fuel pool lost cooling to the spent fuel assembly exposing was calculated by using the ORIGEN－S code．The calculation results show that the minimum time of the worst case is 79．2h，and the results are also used to establish the emergency response plan for Qinshan NPP－2．Key words：spent fuel pool；lost cooling；emergency response

作者簡介：洪源平（1974—），男，浙江淳安人，高級工程師，從事核電廠反應堆運行及調試研究

收稿日期：2015－02－09；修回日期：2015－05－15

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1424

文章編號：1000－6931（2015）08－1424－04

文獻標志碼：A

中圖分類號：TL327