秦山核电二期长燃料循环主泵卡轴事故分析

张晓华郑强张舒吴鹏邱志方

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041）

【摘要】实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益，但会降低某些安全裕量，需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象，首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则，然后遵照确定论安全分析方法原则，使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究，证明其满足安全要求，为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。

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关键词 秦山第二核电厂；长燃料循环；卡轴事故

0前言

秦山核电二期是我国自主研发、自主建设、自主运营的60万千瓦压水堆核电站。其现有设计燃料管理策略为年换料设计，即每年更换一批燃料组件。实施长燃料循环管理，能够有效提高核电厂可利用因子，产生巨大的经济效益。长循环燃料管理的主要技术路线是通过提高燃料组件富集度和采用低泄漏堆芯装载来实现长燃料循环。实施长循环以后，某些中子学参数会更为恶劣，需要重新进行事故分析评价，以确保在提高经济性的同时，核电厂的安全性仍有保障。

卡轴事故是最为严重的反应堆冷却剂系统流量减小事故。卡轴事故初因假设一台主泵转子意外卡住。发生卡轴事故后，堆芯冷却剂流量的减小导致冷却剂温度快速上升，温度的上升可能导致燃料棒表面发生偏离泡核沸腾（DNB），温度上升引起的膨胀还会使系统压力升高，从而威胁到第一道安全屏障和第二道安全屏障的完整性。

秦山二期为两环路核电站，发生一台反应堆冷却剂泵（主泵）泵轴卡死事故后仅剩二分之一的主泵可以继续工作，与三环路核电站相比，堆芯的热工水力状况更为恶劣，事故后果更为严重；此外实施长燃料循环后，反应堆焓升因子F△H由1.55提高至1.60，热点因子FQ由2.35提高至2.40，最小偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量下降，对卡轴事故后果能否满足安全限值要求提出了巨大的挑战。

本文以秦山二期长燃料循环论证项目卡轴事故为分析对象，首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则，然后遵照确定论安全分析原则，使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究，证明其后果满足安全要求，并对后续的工作提出了建议，为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。

1限制准则研究

进行核电厂事故分析，首先要确定验收准则，即建立事故后果是否满足安全要求的判断标准。卡轴事故为IV类工况。表1摘录了美国、法国、IAEA和国内法规压水堆核电站验收准则中与卡轴事故相关的部分。从中可以看出，各个国家或组织的准则要求大同小异，主要要求集中在以下几点：1）可以导致燃料元件的严重损坏，但堆芯的几何形状不破坏，以便能确保堆芯冷却；2）不得导致具有限制事故后果功能的系统损坏；3）放射性后果必须满足相应的要求。

DNB的主要危害在于传热急剧恶化，进而导致可能的燃料损坏，如包壳穿孔、包壳氧化后脆化、燃料芯块融化等。燃料包壳损坏后包含在燃料芯块和包壳间隙中的放射性物质（主要为气态裂变产物）被释放到反应堆冷却剂中，之后由于一回路的泄露传输到二回路，再进一步通过蒸汽管道安全阀或释放阀释放到环境；若燃料芯块融化，则释放出来的放射性物质会更多。虽然发生DNB并不代表燃料包壳必然烧毁，但是工程设计中，一般保守假设发生DNB即发生包壳损坏。事实上，一定数量的燃料棒包壳破损是可以接受的，最终的限制在于放射性后果。在法国核电厂的安全分析实践中，对卡轴事故燃料包壳破损率取解耦限值为10%；若包壳破损比例低于10%即认为放射性后果满足要求，当燃料包壳破损率大于限制值10％时，则进行源项分析以及进一步的放射性后果评价。

冷却剂系统压力过度升高将危及压力边界的完整性，导致系统损坏。因此卡轴事故还应进行压力瞬态评价，以论证压力峰值低于相应类别工况的压力限值。根据标准审查大纲，对于频率很低的事故，其压力限值为120%设计压力。

综上所述，本文采用如下限制准则：

1）燃料棒DNB份额限制值取10％，若超过该值则进行放射性后果评价；

2）热点处包壳的平均温度应低于1482℃；

3）反应堆冷却剂系统压力不超过设计压力的120%。

2计算内容和方法

采用THEMIS程序计算系统热工水力瞬态和核功率瞬态。

采用COmbaT程序研究热点处燃料元件的温度瞬变，计算瞬态过程中最高燃料温度。

采用FLICAIII-F程序计算DNBR，同时结合燃料统计曲线确定发生DNB的燃料棒份额。

3计算假设

事故分析的目的是研究事故工况下三道放射性屏障的完整性。针对每道屏障完整性的分析，应该采用对所分析屏障造成不利后果的保守假设。DNBR分析目的是研究第一道放射性屏障完整性，采用的假设应使事故瞬态过程中一回路压力值偏低。而一回路超压分析不同，为了使事故瞬态过程中压力峰值偏高，需要进行不同的假设。具体采用的假设详细介绍如下：

1）初始工况

初始反应堆功率为满功率加上最大测量误差。初始稳压器压力为名义值减去最大稳态波动值和测量误差（DNBR分析时）或名义值加上最大稳态波动值和测量误差（一回路超压分析时）。初始反应堆冷却剂平均温度为名义值加上最大稳态控制带和测量误差。

2）初因事件与功能假设

假定0秒时一台主泵泵轴卡住。冷却剂流量的衰减根据流经每条反应堆冷却剂环路和堆芯的动量平衡来计算；动量平衡与连续性方程、泵动量平衡方程和泵特性曲线相关。

进行DNBR分析时，考虑稳压器喷雾和稳压器安全阀的降压效果。

进行一回路超压分析时，假定稳压器加热器运行，不考虑稳压器喷雾的降压效果；同时假设稳压器第一组安全阀失效。

3）与堆芯相关的假设

慢化剂温度系数取最小绝对值，多普勒功率亏损取最大绝对值，多普勒温度系数取最小绝对值，采用保守的停堆反应性引入曲线，假定价值最大的一束控制棒卡在堆外。这些假设将增大THEMIS程序计算的瞬态过程的核功率。

4计算结果

表2和表3分别给出了秦山二期长循环卡轴事故分析的事件序列和主要计算结果。

燃料包壳温度计算表明，热点处包壳温度的最大值为1057℃，低于限值1482℃，且此时包壳氧化程度很小，该事故过程中堆芯的完整性可以得到保证。

超压分析结果表明，一回路压力峰值为18.04MPa，低于设计压力（17.23MPa）的120%，满足安全限制准则的要求。

结合DNBR计算及燃料统计曲线得知，事故过程中包壳表面发生DNB的燃料棒占全堆芯燃料棒的份额为25%。

5放射性后果分析

由于燃料棒DNB份额超过10%，需要做进一步的源项分析以研究放射性后果能否满足要求。发生卡轴事故后，一回路产生的热量主要由堆芯余热、冷却剂储热、热构件释热以及主泵功率组成。通过热平衡方法，得到事故后各关键时间段内的蒸汽释放量及给水流量，即可同燃料棒DNB份额一起作为源项及放射性后果评价的输入条件。根据卡轴事故源项及放射性后果分析的计算结果得知，本事故引起的剂量值远低于GB6249-86《核电厂环境辐射防护规定》中重大事故的剂量限值，满足事故放射性后果验收准则。

6总结

从以上的分析中可以看出，秦山二期长循环卡轴事故的燃料包壳温度和一回路压力限值能够满足限值要求，燃料芯块和一回路压力边界的完整性都能够得到保证，且裕量较大。同时，在假设堆芯有25%燃料棒包壳发生破损的情况下，放射性后果远低于验收准则的要求。

［责任编辑：汤静］