大破口事故下事故容錯燃料熱工水力行為分析

孫 微，李鐵萍，莊少欣，韓向臻，靖劍平

(環境保護部核與輻射安全中心, 北京100082)

大破口事故下事故容錯燃料熱工水力行為分析

孫 微，李鐵萍，莊少欣，韓向臻，靖劍平

(環境保護部核與輻射安全中心, 北京100082)

事故容錯燃料是事故應對能力更強的一種新型燃料，能夠在較長時間內抵抗嚴重事故工況。本文基于TRACE程序考察了常規鋯包殼與316SS、SiC、FeCrAl三種事故容錯包殼材料在大功率壓水堆破口事故下的PCT變化規律，并比較了三種材料對PCT的收益，計算結果表明SiC得到的收益略高為32K。采用新型事故容錯材料僅改變包殼材料即可得到PCT收益，對核電廠的安全性和經濟性有重要意義，但隨之而來的驗收準則和引入的風險也會不同，還需要對此進行深入研究。

ATF；TRACE；大破口事故

福島事故以后，世界各國都在開發事故下耐受能力更強的新型燃料——事故容錯燃料(Accident Tolerant Fuel, ATF)。與現有核燃料相比，事故容錯燃料能夠在較長時間內抵抗嚴重事故工況，同時保持或提高其在正常運行工況下性能的新型燃料系統[1]。美國國會對上述燃料給予了高度重視，DOE也在2012年資助了事故容錯燃料的研發。中國政府在《能源技術革命創新行動計劃2016—2030》[2]中明確了ATF研發任務。目前，我國已經設立ATF重大科研專項，并由中國廣核集團牽頭，聯合國家電投、中科院、中物院、中核集團等業內主要企事業單位以及清華大學、西安交通大學等高校，組織起一支國家級研發團隊和產業聯盟，致力于突破ATF技術重重難關[1]。

1 事故容錯燃料簡介

事故容錯燃料為了得到抵御事故工況的優良性能，一般要求有ATF(包括燃料芯塊和包殼)比常規UO2和鋯合金包殼燃料在喪失堆芯有效冷卻后具有更好的耐受能力，維持可冷卻幾何時間更長，安全裕度更高。開發ATF過程中重點關注的因素為：

1) 改善燃料芯塊物性；

2) 改善包殼物性，用于維持芯塊可冷卻能力和包容放射性；

3) 改善燃料與蒸汽的反應特性，以減少熱量和氫氣產生。

橡樹嶺國家實驗室為了開展ATF燃料考驗，使用了包括高溫考驗，高壓考驗、熱譜實驗裝置分析以及失水事故累計考驗等。破口事故下ATF耐受能力是燃料考驗的重要環節，通過上述大量材料的測試和考驗，橡樹嶺國家實驗室提出了以下三種候選材料，316SS，SiC，FeCrAl，上述材料能夠顯著地降低包殼的氧化和氫氣的產生[3]，即保證了破口事故下盡可能長的包容放射性，減少爆炸風險。

與國外的研究相比，我國對于事故容錯燃料的研究尚處于起步階段。目前包殼的部分物性優化已經有相當大進展，但燃料芯塊特性一直爭議較大，針對目前的研究進展，本文基于316SS，SiC，FeCrAl三種事故容錯包殼材料，以國內自主開發的某大功率非能動壓水堆為研究對象，采用TRACE程序探索三種材料作為包殼對破口類事故工況下的熱工水力性能以及PCT收益的影響。

2 大功率非能動壓水堆大破口事故分析

本研究以國內某大功率非能動壓水堆為研究對象，該反應堆是我國具有自主知識產權的三代壓水堆，主回路包括兩個環路四臺主泵和兩臺蒸汽發生器。非能動的安全注入系統用以實現堆芯的應急冷卻，應急堆芯冷卻系統包含兩個堆芯補水箱、兩個安注箱、一個安全殼內置換料水箱、一臺非能動余熱排出熱交換器，隸屬于反應堆冷卻劑系統的自動卸壓系統也提供必要的非能動堆芯冷卻功能，其安注系統如圖1所示。

圖1 大功率非能動壓水堆核電廠安注系統Fig.1 ECCS of high-power passive nuclear power plant

TRACE(TRAC/RELAP Advanced Compu-tational Engine),是美國核安全局 ( Nuclear Regulation Committee, 簡稱NRC)在TRAC基礎上主導開發的反應堆最佳估算系統分析程序，內嵌的安全注入滯止以及三維流動等物理模型，能更為真實的反應失水事故下堆芯安注流量分配，是國際上大破口失水事故分析的重要分析工具之一。

基于TRACE程序的大功率非能動壓水堆分析模型(僅展示一回路和安注系統)如圖2所示。其中堆芯采用了三維壓力容器模塊，能夠模擬冷卻劑在堆芯內的橫向流動，考慮到該堆芯進出口不等高的特性，堆芯采用雙壓力容器模型分別模擬下降段和下封頭，活性段和堆芯上封頭，下降段徑向分成兩層共8個方位角，堆芯活性區分為三層四個方位角，堆芯功率分布考慮軸向和徑向功率分布，對于組件功率部分采取簡化處理，即采用單根燃料組件功率份額最大所在的徑向功率分布作為計算的初始功率分布，當F△h變化時，不考慮功率分布的變化。

圖2 一回路節點圖Fig.2 First loop nodalization

破口處采用安全殼背壓模擬，考慮真實的安全殼升壓反饋，由于大破口事故瞬態過程較快，本次針對ATF的研究僅考察PCT出現的短期階段。

堆芯安全注入考慮CCFL模型和大破口安全注入滯止對計算結果的影響，保證模擬的真實性，同時對于沒有完整實驗數據對比的下降段蒸汽注入階段，給予適當保守考慮，保證結果的安全裕量。

依據計算結果，瞬態開始時，破口處一回路冷卻劑噴涌而出，系統壓力在短時間內降到流體的最高局部飽和壓力，破口處處于臨界流動。當RCS的壓力降到低于局部飽和壓力以后，壓力容器內冷卻劑閃蒸，破口內噴出的冷卻劑夾帶大量蒸汽。從破口發生到閃蒸階段整個過程幾乎瞬間發生。當堆芯內的冷卻劑開始汽化時，流過堆芯的冷卻劑狀態就會從單相流變成兩相流；再加上堆芯內部壓力降低，流量減小，燃料區域的冷卻情況急劇惡化。在噴放的前期階段沒有安注水注入，冷卻劑從破口噴出以及泵向堆芯的注入引起堆芯冷卻劑的競爭，第一個PCT出現。該核電廠應對大破口事故短期階段避免大量燃料破損的安全措施主要是安全注入，CMT和安注箱依據穩壓器低水位信號和系統壓力依次投入，補償堆芯冷卻劑的喪失。但安注投入初期，由于下封頭內大量蒸汽導致安注不能順利注入，直至堆芯自下而上驟冷前沿的推進，堆芯再淹沒，引起堆芯PCT的回落。整個大破口短期瞬態過程如圖3所示。由圖可知，由于堆芯冷卻水自下而上進入堆芯，因此堆芯下部PCT最早出現，冷卻劑溫度和堆芯儲熱導致堆芯PCT峰值溫度出現在堆芯上部燃料棒。經綜合分析，全堆芯PCT峰值出現在堆芯中間層區域的組件內，這是由于該電廠徑向功率分布導致。

圖3 堆芯不同高度下PCT分布Fig.3 PCT in each core level

基準工況下PCT預測值為948K。計算過程中考慮了徑向和軸向功率分布，能更真實地反映換熱和流動，比傳統熱通道和平均通道的劃分方式更接近真實物理狀態。

3 事故容錯燃料對大破口事故PCT的影響

選取美國能源局DOE推薦的三種材料作為考察材料，與大功率非能動壓水堆所采用的非事故容錯型燃料(普通鋯合金包殼)進行對比，考察大破口事故下采用事故容錯材料作為包殼所帶來的PCT收益，該三種包殼材料分別為316SS, SiC, FeCrAl。上述三種材料的物性見圖4至圖6所示，詳細物性見文獻[3]。

圖4 熱導率Fig.4 Heat Conductivity

圖5 密度Fig.5 Density

圖6 比熱Fig.6 Specific heat

由圖可知，SIC具有最高的熱傳導，與常規鋯包殼不同，三種備選材料的熱導率隨溫度升高而升高，這將有助于事故后熱量的傳導。316SS, FeCrAl的密度與常規鋯材料相差不大，但SiC的密度較三者低，SiC比熱容最高，能儲存最多的熱量，但當堆芯熱量增加，PCT的反應也變得遲緩。

常規鋯包殼反應堆和三種備選材料包殼反應堆大破口事故進程對比如表1所示。SiC包殼能夠延長PCT達到的時間，能給事故下操作員或事故緩解留下更長的處置時間。但僅更換包殼對事故進程的影響不明顯。計算得到四者PCT曲線圖如圖7所示，其中以Zr合金為代表的常規燃料元件在破口事故下具有最高PCT峰值，其他三種材料作為包殼后對PCT略有改善，但總體趨勢和事故進程沒有實質變化。

表1 大破口失水事故進程

圖7 PCTFig.7 PCT

采用ATF作為包殼后在該電廠大破口事故下的PCT收益如表2所示。SiC所得到的PCT收益最大，為32K。其他材料與SiC相比PCT收益略低，但總體差距不大，這是由于SiC的密度最低，其體積熱容和其他兩種材料相比相差不大，同時SiC熱導率隨溫度增加而降低，在1 000K左右SiC的熱導率與其他材料相差不大，而其他材料的體積熱容優勢已經得到體現，因此總體上三種材料的PCT差別不大。

表2 大破口失水事故下PCT收益

4 結論

本文基于TRACE程序考察了常規鋯包殼

與316SS、SiC、FeCrAl三種事故容錯材料替代鋯包殼后，在大功率壓水堆破口事故下的PCT變化規律，并比較了三種事故容錯材料對PCT的收益，計算結果表明SiC得到的收益略高為32K，316SS和FeCrAl的收益分別為27K和22K，三種事故容錯材料對PCT的貢獻相當。但考慮到SiC的密度最低，其體積熱容和其他兩種材料相比相差不大。采用新型事故容錯材料僅改變包殼材料即可得到PCT收益，如果整個燃料元件均采用事故容錯燃料，預計上述收益會大幅增加。ATF的研究對核電廠的安全性和經濟性有重要意義，但隨之而來的驗收準則和引入的風險也會不同，還需要對此進行深入研究。

[1] 新華網.中廣核牽頭事故容錯燃料國家重大科研專項[EB/OL]. 2016.6.23. http://news.xinhuanet.com/.

[2] 能源技術革命創新行動計劃2016-2030. 國家發展改革委，國家能源局，2016.

[3] L.J. Ott, K.R. Robb, D. Wang. Preliminary assessment of accident-tolerant fuels on LWR performance during normal operation and under DB and BDB accident conditions. Journal of Nuclear Materials, (2014) 520-533.

[4] 路璐. 認證級LOCA分析工具開發中相關模型修改及驗證[D]. 上海: 上海交通大學, 2010.

[5] IAEA. Implications of power prates on safe margin

[6] W. Wulff, et al. Quantifying reactor safety margins-Part 3: Assessment and ranging of parameters[J]. Nuclear Engineering and Design, 1990, 119(1): 33-65.

ATF Thermal Hydraulic Behavior on LBLOCA Condition

SUN Wei, LI Tie-ping, ZHUANG Shao-xin, HAN Xiang-zhen，JING Jian-ping

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China)

ATFs are new fuels/cladding that can tolerate loss of active cooling in the core for a considerably longer time period, in comparison with the standard UO2/Zircaloy (Zr) system. Three types of ATFs, 316SS, SiC, FeCrAl, are analysis on the LBLOCA condition for high power NPP in this paper. And the PCT benefits and the law of PCT distribution using those materials are calculated. According to the result, the material which gets the maximum PCT benefit reached is SiC, 32K. We can see that even ATFs have some advantage on some kinds of accident, the acceptance criteria and risk in using the ATFs should be studied clearly.

ATF；TRACE；LB LOCA

2016-09-22

大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站國家科技重大專項 “CAP1400安全審評關鍵技術研究”(2013ZX06002001)

孫 微(1983—)，女，黑龍江省雙城市人，工程師，碩士學歷，主要從事反應堆安全工作

靖劍平: jingjianping@163.com

TL333

A

0258-0918(2016)06-0822-05