華龍一號燃料組件錯裝載事故計算分析

王昆鵬, 趙傳奇, 邱國盛, 宋 維, 攸國順, 馮進軍

(生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心,北京 100082)

核電廠反應堆的堆芯燃料裝載方案都進行了必要的安全分析,但在堆芯裝載時,仍有發(fā)生燃料裝載錯誤的情況。例如,2001年4月,法國Dampierre 4機組發(fā)生了燃料裝載錯誤,導致次臨界度降低。2005年大亞灣核電站進行了相應的研究工作,通過對不利循環(huán)的保守計算,分析了如果嶺澳核電站和大亞灣核電站發(fā)生與法國Dampierre 4 機組同樣裝載錯誤時造成的后果[1]。

福島核事故后,中核集團在二代改進型壓水堆成熟技術的基礎上,借鑒吸收中外三代壓水堆先進設計理念,自主開展了堆型的初步設計、聯(lián)合研究和試驗驗證等工作,2013年4月,在國家能源局、國家核安全局的推動下,中核集團和中廣核集團確定聯(lián)合開發(fā)三代核電技術“華龍一號”[2]。2013年9月,兩個集團聯(lián)合制定了《自主創(chuàng)新三代壓水堆核電技術“華龍一號”總體技術方案(A版)》,計劃采用“華龍一號”核電技術[3]。

華龍一號采用“蛇形”裝料方式,一定程度上能夠避免裝料錯誤的事故發(fā)生[1,4],但華龍一號采用177堆芯,比中國改進型壓水堆核電站(CPR1000)堆芯多出了20個燃料組件,這在一定程度上增加了堆芯裝載錯誤的可能性,因此需要對其發(fā)生類似裝料錯誤后的次臨界度進行計算,分析其堆芯的安全性。

近年,隨著三代堆的全面發(fā)展,中外相關研究機構都進行了堆芯錯裝載臨界事故的模擬分析,包括西屋公司的AP1000和中國的CAP1400,評估其典型裝載錯誤下堆芯的安全性能。以華龍一號堆芯首循環(huán)設計參數(shù)為研究對象,采用SCIENCE V2程序進行了堆芯裝載方案的建模,分析了兩種錯裝載類型共計20余種燃料錯裝載的方案,首次從安全角度評估了華龍一號堆芯的安全裕量,為中國三代堆的安全審評提供了有力參考。

1 華龍一號堆芯裝載

華龍一號反應堆首循環(huán)[5]堆芯燃料組件分三區(qū)裝載,對應的三種富集度分別為1.8%、2.4%、3.1%,固體可燃毒物采用分立的硼硅酸鹽玻璃可燃毒物棒。從第二循環(huán)開始,使用載釓燃料棒的燃料組件,堆芯采用部分低泄漏(IN-OUT)換料方式,裝入68個新燃料組件,同時卸除68個燃耗較深或富集度較低的燃料組件。第二循環(huán)為提高燃料組件富集度的過渡循環(huán),換料燃料組件富集度為3.9%,從第三循環(huán)開始使用富集度為4.45%的載釓新燃料組件。平衡循環(huán)堆芯燃料組件富集度為4.45%,合理的選擇數(shù)目及組件載釓數(shù)量,使平衡循環(huán)達到18月?lián)Q料循環(huán)長度,相應電站的可利用率大于等于0.87。

為滿足反應堆熱工水力設計和事故分析要求[6],對堆芯功率分布提出如下限值要求。

(2)熱點因子FQ≤2.40,并考慮18.1%的不確定性。

堆芯共裝載了177個AFA-3G燃料組件。堆芯活性段高度(冷態(tài))為365.76 cm,等效直徑為322.80 cm,堆芯高徑比為1.13。運行模式為Mode-G。堆芯裝載布置了61束控制棒。分為功率補償棒(G1、G2、N1和N2)、溫度調節(jié)棒(R)和停堆棒組(SA、SB、SC)。功率補償棒編號分別為G1(4束)、G2(8束)、N1(8束)、N2(8束),溫度調節(jié)棒編號為R(8束),停堆棒組的編號分別為SA(9束)、SB(8束)、SC(8束)。圖1為反應堆堆芯控制棒布置。

圖1 堆芯控制棒的布置Fig.1 Arrangement of control rods of core

反應堆首循環(huán)堆芯分3區(qū)布置,最高富集度的組件置于堆芯外區(qū),較低富集度的兩種組件按棋盤格式排列在堆芯內區(qū)。圖2為首循環(huán)堆芯裝載圖,圖3給出了堆芯探測器的布置圖。

圖2 首循環(huán)堆芯裝載圖Fig.2 Core loading of initial circle

圖3 堆芯固定式探測器布置Fig.3 Arrangement of fixed detector of core

2 計算程序及計算方法

計算程序是由法馬通公司引進的先進的SCIENCE V2核設計和燃料管理計算程序包完成的。該程序包主要由先進的組件計算程序APOLLO2-F、堆芯模型化和分析程序SMART以及人機接口的界面程序COPILOTE組成[7]。在設計中使用了APOLLO2-F、SMART和COPILOTE程序,其中,燃料組件的參數(shù)由APOLLO2-F計算得到,換料和堆芯特性參數(shù)的計算使用了SMART程序。

2.1 組件參數(shù)計算程序APOLLO2-F

APOLLO2-F程序[8-9]可以為堆芯設計計算程序SMART提供所需要的參數(shù)。數(shù)據的建立主要通過三個步驟:APOLLO2-F燃料演化計算、APOLLO2-F重新啟動計算、多參數(shù)表格化數(shù)據庫的建立。

燃料演化計算是在額定功率的堆芯條件下,利用APOLLO2-F程序對各種類型組件進行燃耗計算,給出了不同燃耗下的各種同位素的核密度和微觀截面數(shù)據庫。

重新啟動計算時,讀入演化計算形成的數(shù)據庫,計算堆芯狀態(tài)參數(shù)改變時的截面參數(shù)。堆芯狀態(tài)參數(shù)包括:硼濃度、氙濃度、慢化劑密度、燃料溫度、控制棒插入等。該計算形成一個隨堆芯狀態(tài)參數(shù)變化的截面數(shù)據庫。

全部重新啟動數(shù)據文件組織起來形成兩種類型的數(shù)據基礎,一種包含截面數(shù)據和不連續(xù)因子,另一種是細網結構的數(shù)據。這些數(shù)據包含了堆芯計算中各種狀態(tài)參數(shù)或反饋參數(shù),最后形成一個多參數(shù)表格化的數(shù)據庫,提供給SMART程序使用。

2.2 堆芯模型化和分析程序SMART

SMART程序采用多維粗網先進節(jié)塊法求解二群中子擴散方程。通過燃料的微觀燃耗計算求解主要同位素的核密度,使用APOLLO2-F程序提供的多參數(shù)表格內插出微觀截面,從而計算出宏觀擴散參數(shù)。熱工水力反饋通過一個閉通道模型來分析,這個模型處理單相流和兩相流的變化特征。燃料熱物理計算有兩種模型:一種是通過內插,另一種是直接求解熱擴散方程。用組件中的逐棒分布和堆芯中宏觀形狀的疊加原理,確定逐棒功率和燃耗分布。SMART程序用于堆內燃料管理計算、控制棒價值、反應性系數(shù)和動力學參數(shù)等計算。

3 燃料組件錯裝載計算分析

基于SCIENCE V2程序建立了華龍一號的堆芯首循環(huán)裝載方案,并基于堆芯裝載的方案進行了錯裝載事故的計算分析。

3.1 事故起因與事故描述

燃料管理的目的在于確定每一循環(huán)燃料組件在堆芯中的最佳布置。對于一個給定循環(huán)所要求裝載方案的主要準則是基于使徑向功率峰因子Fxy最小,而堆芯裝載錯誤可能干擾預期的功率分布[10]。

燃料和堆芯裝載錯誤有:由一個或多個燃料組件置于錯誤位置引起；在制造過程中由一個或多個錯誤富集度芯塊制成的燃料棒,或整個燃料組件由錯誤的富集度芯塊制成。如果在堆內某個位置錯放的燃料組件的富集度高于預期放置的燃料組件的富集度,那將引起此處熱通量的增加。在可能的錯裝載中也包括:對于初始堆芯需要可燃毒物棒而沒有裝載可燃毒物棒的情況。

燃料組件錯裝載能引起堆芯功率分布很大的變化。各種錯裝載將大大增加功率分布的峰值,但將被堆內通量探測器測到。除通量測量以外,在全堆1/3的組件出口處安裝了熱電偶,這些熱電偶也能測出非正常值的冷卻劑焓升,完成每一個換料之后在啟動期間將進行堆內通量測量,但在堆芯裝載錯誤事故分析中不考慮熱電偶測量。

為了減少錯裝載概率,每個燃料組件都標上了一個識別號,并且按照堆芯裝載圖進行裝料。在裝料期間,每個組件移至堆芯之前都要檢查其識別號是否正確。在燃料組件移動后,其識別號被記錄在裝載圖上,以便在裝料完成后對裝料的正確性作進一步的檢查。

3.2 計算方法及錯誤裝載方案

從理論上來說可能的錯裝載方案幾乎是無窮的。計算分析時不得不選擇有限的一些特定方案來進行,這些特定情形應該能夠用來評判堆芯監(jiān)測系統(tǒng)在測量錯裝載方案功率分布和發(fā)現(xiàn)導致燃料損壞方案方面的總體能力[11]。這些方案應包括各種范圍的反應性擾動,從而可以代表各種范圍的功率分布擾動。

該事故分析只考慮兩個組件對調位置的情況,并且假設含控制棒組件與不含控制棒組件之間如果錯放,在布置上部堆內構件時將被發(fā)現(xiàn)。根據堆內控制棒組的布置,布置控制棒的燃料組件有61個,未布置控制棒的燃料組件有116個。堆芯1/8對稱,考慮1/8堆芯內燃料錯裝載的情況,1/8堆芯內共有組件29個,可以分為如表1所示類型。

表1 1/8堆芯內燃料組件類型Table 1 Fuel assembly types in 1/8 core

1/8堆芯內燃料錯裝載方案可以分為兩種類型。

(1)不同富集度條件下,毒物棒數(shù)量相同的燃料組件錯裝載。此種錯裝載方案會引起有效增殖因素Keff和功率分布較大的變化,因此此種錯裝載方案主要考察堆芯功率分布的畸變能否被堆內探測器檢測出來。選取的不同富集度燃料組件錯裝載方案如表2所示(其中富集度為2.4和3.1的燃料組件因分為含有和沒有控制棒的區(qū)別,根據上文的分析,不可能出現(xiàn)燃料組件錯裝載事故,此處不做分析)。

表2 不同富集度燃料組件錯裝載事故方案Table 2 Inadvertent loading cases within different enrichment fuel assemblies

(2)同種富集度下,毒物棒數(shù)量不同的燃料組件錯裝載。此種錯裝載方案,引起的Keff和堆芯功率分布較小,有可能不被堆內探測器檢測,因此此種方案主要考察焓升因子FΔH是否超過設計限值。選取的同一富集度燃料組件錯裝載方案如表3所示。

表3 同一富集度燃料組件錯裝載事故方案Table 3 Inadvertent loading cases within same enrichment fuel assemblies

錯裝載方案的堆芯功率分布測量值由堆芯三維擴散燃耗程序SMART進行模擬。計算首先在滿功率、控制棒全提狀態(tài)下進行,因為在該狀態(tài)下多普勒和慢化劑反饋效應使功率分布更趨于平坦,降低測量到的不匹配,使錯裝載更難被發(fā)現(xiàn),從而使分析偏保守。對于每個錯裝載方案,只考察布置了探測器的44個燃料組件的相對功率。相對功率大于等于0.9的燃料組件的相對功率偏差大于5%,或者相對功率小于0.9的燃料組件的相對功率偏差大于8%,符合以上兩種條件之一者即認為該方案能夠被發(fā)現(xiàn)。對于未被發(fā)現(xiàn)的錯裝載方案,再分析其FΔH是否超過設計限值。

3.3 計算結果

圖4給出了不同富集度下第一種燃料組件錯裝載的功率分布及其誤差,表4給出了所有計算方案探測器處最大功率相對誤差和Keff。

圖4 燃料組件錯裝載事故方案1計算結果Fig.4 Calculation results of inadvertent loading case 1

圖5給出了同種富集度下第一種燃料組件錯裝載的功率分布及其誤差。表5給出了第二種類型的燃料組件錯裝載事故下的FΔH值,從表5中可以看出,功率誤差小于±20%的方案D1-D6中,FΔH均小于1.6這一堆芯設計限值。

圖5 燃料組件錯裝載事故方案D1計算結果Fig.5 Calculation results of inadvertent loading case D1

表4 各布置方案探測器處最大功率誤差及堆芯KeffTable 4 The maximum power error among detectors and the core’s Keff

各種錯裝載方案中,大多數(shù)在做啟動物理試驗的堆芯功率分布測量時能被發(fā)現(xiàn),重新檢查裝料方案并更正,即可排除事故；未被發(fā)現(xiàn)的錯裝載方案中,絕大多數(shù)的FΔH仍滿足設計限值,不影響核電廠的運行安全；僅有個別的錯裝載方案,未被發(fā)現(xiàn)且FΔH超過設計限值,但在正常運行工況下,滿足相應的安全限制準則,且安全裕量較大。

表5 同一富集度燃料錯裝載方案FΔH計算值Table 5 Calculated values of FΔH for each inadvertent loading case

即使存在某錯裝載方案,難以被發(fā)現(xiàn),且造成燃料包殼損壞,那么損壞的份額也非常小,泄漏的污染物的數(shù)量完全在化學和容積控制系統(tǒng)的凈化能力之內,不會影響核電廠的運行。

4 結論

基于華龍一號的堆芯設計參數(shù),采用SCIENCE V2程序進行了堆芯裝載方案的建模,同時計算分析了富集度相同的燃料組件、富集度不同的燃料組件兩種類型共計20個燃料錯裝載的方案。計算結果表明,華龍一號堆芯燃料管理設計的各種錯裝載方案中,大多數(shù)在做啟動物理試驗的堆芯功率分布測量時能被發(fā)現(xiàn),重新檢查裝料方案并更正,即可排除事故；未被發(fā)現(xiàn)的錯裝載方案中,絕大多數(shù)的FΔH仍滿足設計限值,不影響核電廠的運行安全；僅有個別的錯裝載方案,未被發(fā)現(xiàn)且FΔH超過設計限值,但在正常運行工況下,滿足相應的安全限制準則,且安全裕量較大。