王燕萍　任春明　劉余

【摘 要】隨著燃料組件燃耗加深，燃料組件慢慢發(fā)生變形，當(dāng)變形達到一定程度的時候?qū)⒂锌赡軐?dǎo)致控制棒組件不能完全插入堆芯，從而使得未停堆預(yù)期瞬態(tài)（ATWT）發(fā)生的概率大大的增加。ATWT的發(fā)生將會帶來一系列嚴(yán)重的后果。進行了VVER-1000型核電站彈棒事故的ATWT分析，分析中考慮了保守的假設(shè)以及核電站實際運行經(jīng)驗的反饋。通過分析發(fā)現(xiàn)，當(dāng)發(fā)生彈棒事故時，必須依靠停堆棒的引入反應(yīng)性來滿足反應(yīng)堆的安全準(zhǔn)則，僅僅依靠應(yīng)急安注無法保證反應(yīng)堆維持在安全狀態(tài)下。

【關(guān)鍵詞】VVER-1000；ATWT；彈棒事故

0 介紹

隨著燃料組件燃耗的加深，燃料組件慢慢發(fā)生變形，當(dāng)變形達到一定程度的時候?qū)⒂锌赡軐?dǎo)致控制棒組件不能完全插入堆芯，從而使得未停堆預(yù)期瞬態(tài)（ATWT）發(fā)生的概率大大的增加。ATWT的發(fā)生將會帶來一系列嚴(yán)重的后果。

對于發(fā)展進程比較慢的事故來說，反應(yīng)堆安全可以依靠多普勒功率反饋、多普勒溫度反饋和其他的應(yīng)急措施來實現(xiàn)。但是對于發(fā)展進程較快的事故來說，僅僅依靠反饋和一些應(yīng)急措施是無法保證反應(yīng)堆安全的，那將會引起一系列嚴(yán)重的后果。

本文基于VVER-1000型核電站對彈棒事故進行ATWT分析，反應(yīng)堆堆芯為混合堆芯，其組件類型為TVS-2M和TVL-2M（新組件）。

1 事故起因及事故描述

該事故是由于控制棒驅(qū)動機構(gòu)耐壓殼機械損壞，導(dǎo)致控制棒組件和驅(qū)動軸彈出堆芯外。這種機械損壞將導(dǎo)致正反應(yīng)性的快速引入和堆芯不利的堆芯功率分布畸變。事故可能引起局部的燃料棒破損。若堆芯燃料組件變形導(dǎo)致控制棒組件無法完全下插至堆底，則導(dǎo)致ATWT發(fā)生。

發(fā)生ATWT時，應(yīng)急注硼系統(tǒng)（JDH）是事故發(fā)生時唯一可用于緩解事故后果的措施。應(yīng)急注硼系統(tǒng)時4*50%結(jié)構(gòu)，即系統(tǒng)由4個獨立和實體隔離的通道（或系列）組成。如果一個通道處于檢修狀態(tài)，第二個通道發(fā)生獨立的單一故障，則還有兩個通道可以投入使用，執(zhí)行規(guī)定的安全功能。

在發(fā)生ATWT事故時，JDH系統(tǒng)中的應(yīng)急噴淋泵從還水箱中抽取40g/kg的硼酸容易沿一回路應(yīng)急注硼管線注入KBA系統(tǒng)上充總管，繼而進入一回路四個環(huán)路主泵入口，以求實現(xiàn)安全停堆并且將反應(yīng)堆引入次臨界狀態(tài)。

本文只對反應(yīng)堆熱工水力情況進行研究，不涉及放射性后果的研究。

2 安全準(zhǔn)則

下述準(zhǔn)則為彈棒事故分析安全準(zhǔn)則，而并非ATWT準(zhǔn)則。

準(zhǔn)則1. 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和蒸汽管道內(nèi)的壓力應(yīng)該低于設(shè)計值的115%也即分別不超過20.24和9.02MPa。

準(zhǔn)則2. 任一事件將不能導(dǎo)致更為嚴(yán)重的電站狀態(tài)（例如，預(yù)計運行事件不能導(dǎo)致事故，而事故在無附加非相關(guān)故障的情況下不導(dǎo)致較嚴(yán)重的事故）。

準(zhǔn)則3. 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)保持在安全狀態(tài)，即提供短期和長期的堆芯冷卻。

準(zhǔn)則4. 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和SG蒸汽管道的壓力保持在低于考慮了可能的脆裂破損和延性變化所允許的設(shè)計限值。

準(zhǔn)則5. 應(yīng)該滿足下述堆芯應(yīng)急冷卻準(zhǔn)則：

事故條件下達到的最高包殼溫度不超過1200℃；

包殼局部氧化深度不超過包殼初始厚度的18%；

由于燃料棒包殼隆起、破裂以及燃料組件其它部件和堆內(nèi)構(gòu)件變形，燃料組件內(nèi)冷卻劑流道不應(yīng)該被阻塞以致失去冷卻能力；

不容許控制棒熔化，控制棒在堆內(nèi)的移動不應(yīng)該受到燃料組件、控制棒及堆內(nèi)構(gòu)件變形的阻礙；

燃料組件不同部件之間的相互作用不應(yīng)該導(dǎo)致這些部件熔化；

在包殼與冷卻劑相互作用時產(chǎn)生的總氫量不應(yīng)該超過最大可能量的1%，該值相當(dāng)于燃料芯塊周圍的所有包殼與水發(fā)生完全反應(yīng)且產(chǎn)生了ZrO2 （Zr+2H2O=ZrO2+2H2）。在分析實際的產(chǎn)氫量時，必須考慮導(dǎo)致產(chǎn)生氫的所有反應(yīng)；

應(yīng)該使堆芯達到安全狀態(tài)，以便建立起使反應(yīng)堆保持在次臨界狀態(tài)，事故后停堆和堆芯及堆內(nèi)構(gòu)件可拆卸狀態(tài)下的冷卻。

準(zhǔn)則6. 如果沿任意一根燃料棒的軸向位置上的徑向平均燃料棒焓超過963J/g UO2，便認(rèn)為超過了燃料元件的最大破損極限。該焓的標(biāo)定溫度為23℃。

準(zhǔn)則7. 在下述一個或幾個條件下假設(shè)超過了燃料元件的安全運行限值：

燃料棒發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）；

沿任意燃料棒的軸向位置上的徑向平均燃料焓高于586J/g UO2；

其它原因發(fā)生的燃料棒破損，包括如機械沖擊或在內(nèi)壓作用下的隆起和破裂。

準(zhǔn)則8. 衛(wèi)生防護區(qū)（相應(yīng)廠址圍墻）外的居民在不采取個人防護手段的情況下受到的照射水平不達到技術(shù)任務(wù)書中對設(shè)計基準(zhǔn)事故規(guī)定的限值。

3 計算程序與分析假設(shè)

3.1 計算程序

分析中使用相應(yīng)的熱工水力分析程序，用于計算瞬態(tài)和事故條件下VVER反應(yīng)堆電站冷卻劑系統(tǒng)和蒸汽發(fā)生器的熱工水力參數(shù)變化。程序數(shù)學(xué)模塊包括所有主要設(shè)備的描述——反應(yīng)堆、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、反應(yīng)堆冷卻機泵、主冷卻劑管道、安全系統(tǒng)、控制系統(tǒng)保護和連鎖。

3.2 假設(shè)

在本文的彈棒事故ATWT分析中，未考慮停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性，也未考慮在分析中疊加喪失廠外電。停堆后JDH泵啟動的時間延遲為4s。濃硼水將在30s內(nèi)注入堆芯。

JDH流量為4kg/s。硼酸濃度為 40gH3BO3/kgH2O，其溫度為70℃。

反應(yīng)堆保護如下所示：

4 計算結(jié)果

彈棒事故中發(fā)生ATWT時，僅僅依靠反應(yīng)堆自身的反饋，無法保證反應(yīng)堆的安全，如下圖2-圖4所示部分參數(shù)隨時間的變化情況，最大包殼溫度、最大燃料溫度和燃料最大徑向焓值均超出了安全準(zhǔn)則限值。

為了滿足安全準(zhǔn)則的要求，并清楚了解各初始參數(shù)對彈棒事故ATWT的影響，本文進行了多項敏感性分析，涉及的參數(shù)主要有初始功率水平、FQ、停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性等。

上述的敏感性分析結(jié)果表明，對于彈棒事故ATWT，如要滿足事故分析的安全準(zhǔn)則，必須依靠停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性來限制惡劣的事故后果。JDH系統(tǒng)啟動的時間延遲以及硼酸注入堆芯所需的30s相對于彈棒事故進程來說過于緩慢，無法有效緩解事故后果，因此停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性對于緩解事故后果是至關(guān)重要的。

5 結(jié)論

通過本文的分析，對于彈棒事故ATWT，如要滿足事故分析的安全準(zhǔn)則，必須依靠停堆棒引入的負(fù)反應(yīng)性來限制惡劣的事故后果，僅僅依靠JDH系統(tǒng)無法保證反應(yīng)堆安全。

[責(zé)任編輯：湯靜]