鄧 堅，向清安，周克峰

(1.中國核動力研究設計院 核反應堆系統(tǒng)設計技術(shù)重點實驗室，四川 成都 610041；2.環(huán)境保護部 核與輻射安全中心，北京 100082)

壓水堆核電廠乏燃料組件通常被固定在特殊設計的格架中，按照一定規(guī)則放置于一個大水池中。相對于反應堆堆芯，乏燃料水池的安全風險極低，WASH-1400也支持這一觀點[1]。因此，設計中一般不考慮乏燃料組件發(fā)生過熱熔毀的事件，稱之為“嚴重事故”。但是，核能界一直未停止對乏燃料水池嚴重事故的研究。Allan等[2]分析了乏燃料水池冷卻水排空后的乏燃料加熱行為，特別是乏燃料組件與空氣反應的熱工水力現(xiàn)象。美國核管會(NRC)隨后將超設計基準事故下的乏燃料水池安全作為“一般安全問題(GSI-82)”予以提出。Sailor等[3]研究了乏燃料水池喪失冷卻的始發(fā)事件頻率，使用SFUL1W程序分析乏燃料組件失效機理及可能的放射性釋放。Jason[4]使用了MACCS2程序，評估了乏燃料水池發(fā)生嚴重事故后的放射性場外釋放后果。Jo等[5]采用概率安全評價(PSA)技術(shù)對乏燃料水池的嚴重事故預防和緩解措施進行了“費效比(Value/Impact)”分析，這些措施包括：限制乏燃料組件的存放密度、在乏燃料廠房頂部安裝噴淋系統(tǒng)、冗余的冷卻系統(tǒng)和冗余的補水系統(tǒng)。Jo等研究后認為，乏燃料水池發(fā)生事故的概率很低，不大可能發(fā)生大量放射性釋放，安裝這些設施的費用十分高昂，在經(jīng)濟上均不劃算。Kaliatka等[6]耦合使用RELAP5、ATHLET-CD和ASTEC程序，分析了Ignalina核電站乏燃料水池喪失冷卻后乏燃料元件的降級過程。Coindreau等[7]對ASTEC程序中可用于乏燃料水池嚴重事故分析的鋯-空氣氧化模型進行了改進。日本福島核事故后，乏燃料水池安全再次成為人們關(guān)注的問題之一。例如，Gauntt等[8]分別使用MELCOR和TRACE程序，計算了Fukushima Daiichi 4號機組的乏燃料水池從正常水位到乏燃料組件裸露的時間；Machiels等[9]也對Fukushima Daiichi 4號機組乏燃料水池的事故后果進行了分析。相對而言，國內(nèi)公開發(fā)表的關(guān)于乏燃料水池嚴重事故研究的文獻較少。為研究國內(nèi)核電廠乏燃料水池安全風險，以及為乏燃料水池嚴重事故預防和緩解提供技術(shù)參考，本文使用MELCOR程序建立相應計算分析模型，重點研究在假設的長時間全廠斷電(SBO)導致冷卻喪失的工況條件下，乏燃料水池的升溫、沸騰、蒸干等熱力學現(xiàn)象，以及乏燃料組件鋯包殼氧化行為，并初步研究向乏燃料水池補水以緩解嚴重事故的效果。

1 MELCOR計算模型

MELCOR是美國桑迪亞國家實驗室(SNL)開發(fā)的嚴重事故計算程序，它能模擬輕水堆嚴重事故進程中的主要現(xiàn)象，并能計算放射性核素的釋放和遷移。MELCOR1.8.6及后續(xù)版本增加了乏燃料水池嚴重事故現(xiàn)象相關(guān)的計算模型。

如圖1所示，乏燃料水池冷卻系統(tǒng)由冷卻水循環(huán)泵(電動)、換熱器及相應的管道、閥門組成。冷卻水循環(huán)泵從乏燃料水池抽水，經(jīng)換熱器冷卻后，再將冷卻水泵送回乏燃料水池。本文根據(jù)MELCOR程序的建模特點建立了乏燃料水池的計算模型，如圖2所示。MELCOR計算模型將乏燃料水池劃分為多個控制體(節(jié)點)，并假設乏燃料廠房與外界大氣環(huán)境連通。水池內(nèi)的燃料組件又被劃分為4(徑向)×18(軸向)的節(jié)點。對于軸向上的燃料組件，上端3個節(jié)點代表頂部非燃料區(qū)，中間12個節(jié)點代表中部燃料區(qū)，下端3個節(jié)點代表底部非燃料區(qū)。在假設的計算工況中，徑向環(huán)1代表從壓力容器卸入乏燃料水池的121組燃料組件，衰變熱約為5.4 MW；徑向環(huán)2代表第15卸料批次的36組乏燃料組件，衰變熱為0.8 MW；徑向環(huán)3代表第14卸料批次的36組乏燃料組件，衰變熱為0.2 MW；徑向環(huán)4代表第1～13卸料批次的468組乏燃料組件，衰變熱為0.44 MW。由于是對全廠斷電導致的喪失冷卻事故進行研究，MELCOR模型中未模擬乏燃料水池冷卻系統(tǒng)。乏燃料水池的主要參數(shù)列于表1。

圖1 乏燃料水池及其冷卻系統(tǒng)

圖2 乏燃料組件和乏燃料水池模型節(jié)點

表1 乏燃料水池的主要參數(shù)

2 計算結(jié)果及分析

2.1 嚴重事故進程

圖3 水位和鋯包殼溫度隨時間的變化

假設乏燃料水池在正常水位時發(fā)生了全廠斷電事故且廠內(nèi)外電源不恢復，那么在乏燃料衰變熱的作用下，乏燃料水池將緩慢地升溫和蒸發(fā)。圖3示出了乏燃料水池水位和乏燃料鋯包殼溫度隨時間的變化，約在事故發(fā)生后82 h，乏燃料組件開始裸露，而乏燃料水池被完全蒸干的時間約是事故后130 h。如圖4所示，乏燃料組件在裸露之后進一步升溫，鋯包殼約在107.5 h開始氧化，最大的產(chǎn)氫速率可達344.5 kg/h。從事故發(fā)生到乏燃料水池完全蒸干，累積產(chǎn)生1 035.7 kg的氫氣，鋯氧化釋放的熱量進一步加劇了乏燃料組件的損毀。

圖4 產(chǎn)氫速率和產(chǎn)氫量隨時間的變化

2.2 初始水位的敏感性分析

為進一步研究乏燃料水池嚴重事故現(xiàn)象，對乏燃料水池3種不同的初始水位進行了敏感性分析，計算結(jié)果列于表2。如圖5a所示，如果乏燃料水池是初始正常水位(工況1)，那么乏燃料組件將在事故后約82 h開始裸露；如果是初始低水位(工況2)或乏燃料組件裸露水位(工況3)，那么乏燃料組件將在事故后約43 h或6 h就開始裸露。如圖5b所示，不同工況下乏燃料鋯包殼氧化及其累積產(chǎn)氫量是比較接近的，初始水位越小意味著鋯包殼氧化過程開始得越早。這些敏感性分析表明，乏燃料水池嚴重事故進程總體上是類似的，不同初始水位會直接影響事件的發(fā)生時間點。

表2 乏燃料水池嚴重事故進程

2.3 乏燃料水池補水分析

日本福島核事故發(fā)生后，我國國家核安全局對在建在役核電廠進行了安全檢查，提出了一系列整改要求，其中就要求核電廠需具備乏燃料水池臨時補水能力。假設初始水位是比較惡劣的乏燃料組件裸露水位，本文進行了補水效果分析。再假設當測量到乏燃料水池水位低于2.4 m(事故后約20 h)、1.6 m(事故后約28 h)或1.1 m(事故后約35 h)時，開始向乏燃料水池進行臨時補水，補水流量設定為36 m3/h，補水前、后的乏燃料水池水位的變化如圖6a所示，包殼溫度如圖6b所示。分析表明，即使乏燃料組件發(fā)生一定程度的損壞，只要能在一定時間窗口內(nèi)及時采取措施向乏燃料水池補水，乏燃料水池嚴重事故仍可被有效緩解。例如，對于本文假設的乏燃料裝載情況，所需的時間窗口約為35 h，且注水時間越早，越有利于嚴重事故緩解。

圖5 不同工況下水位(a)和產(chǎn)氫量(b)的變化

圖6 乏燃料水池補水效果

3 結(jié)論

本文使用MELCOR程序，建立了乏燃料水池的嚴重事故計算分析模型，并進行了相應的計算分析，主要結(jié)論如下。

1) 在某些極小概率事件下，例如長時間全廠斷電工況下，乏燃料水池仍存在乏燃料熔毀的可能；乏燃料水池嚴重事故進程總體上是比較類似的，不同初始水位會直接影響事故進程的發(fā)生時間。

2) 相對于反應堆，乏燃料水池嚴重事故進程相對緩慢。如果乏燃料水池是初始正常水位，那么在事故后約82 h乏燃料組件才開始裸露；即使乏燃料水池初始水位較低，例如燃料格架裸露水位，事故后約6 h乏燃料組件才開始裸露。乏燃料水池完全蒸干的時間約為發(fā)生乏燃料組件開始裸露之后45～48 h。

3) 緩解乏燃料水池嚴重事故的有效手段是向乏燃料水池注水，只要能及時采取措施向乏燃料水池補水，那么乏燃料水池嚴重事故是可被緩解的。

參考文獻：

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