(中國原子能科學研究院，北京 102413)

0 引 言

輕水堆(Light Water Reactor-LWR)的設(shè)計、建造、運行都必須遵循事故下的安全準則，例如失水事故(Loss Of Coolant Accident-LOCA)和反應性引入事故(Reactivity Insertion Accident—RIA)。因為反應堆燃料是主要的放射源及熱源，所以安全準則是基于燃料在事故下的特性及性能而建立的。

美國聯(lián)邦法案于1974年發(fā)布第一版輕水堆(Light Water Reactor-LWR)安全準則——應急堆芯冷卻安全驗收準則(Emergency Core Cooling System-ECCS)。自從1974年ECCS準則發(fā)布以來，燃料設(shè)計以及核反應堆的運行狀態(tài)都發(fā)生了巨大的變化，包括新的燃料和包殼尺寸、新型的包殼合金材料、更高的燃耗和更長的換料周期。這些變化改變了反應堆內(nèi)的工作環(huán)境，影響將來的反應堆設(shè)計，故針對早已發(fā)布的ECCS準則，需重新進行安全裕度的評定，對其中的相關(guān)條目做出修訂以適應新的反應堆工作環(huán)境。

1 LOCA安全準則

美國聯(lián)邦法案于1974年發(fā)布第一版輕水堆(Light Water Reactor-LWR)安全準則——應急堆芯冷卻安全驗收準則。此后，該準則經(jīng)過多次修改，即是現(xiàn)行世界通用的安全準則版本。ECCS驗收準則中規(guī)定了LOCA相關(guān)安全準則，通常指10CFR50.46，或者簡稱為“LOCA準則”?，F(xiàn)行LOCA準則包括五個獨立的限值或要求[1]：

(1)包殼峰值溫度：計算出的燃料元件包殼最高溫度不允許超過2 200 ℉(1204 ℃)；

(2)包殼氧化最大值：計算出的包殼氧化總量不能超過初始包殼總厚度的17%；

(3)產(chǎn)氫量最大值：計算出的包殼和水或蒸汽反應產(chǎn)生的氫氣總量不能超過所有金屬反應產(chǎn)氫量的1%，這些金屬包括燃料周圍的包殼而不包括空腔部分；

(4)可冷卻幾何尺寸：計算出的堆芯幾何的變化應保持堆芯維持可冷卻的能力；

(5)長期冷卻：應急堆芯冷卻系統(tǒng)成功投入運行后，計算出的堆芯溫度應保持在可接受的低限值內(nèi)，并且可以在之后的一段時間內(nèi)排出堆芯內(nèi)長壽命放射性元素引起的衰變熱。

對于低燃耗和中等燃耗的燃料棒，上述準則的保守程度可以使發(fā)生LOCA時ECCS的性能具有充分的安全裕度。

失水事故(Loss Of Coolant Accident-LOCA)按發(fā)生時間順序，分為三個事故階段，依次為噴放(Blowdown)階段、再灌水(Refilling stage)階段、再淹沒(Reflooding stage)階段，其嚴重程度與發(fā)生破口的位置關(guān)系密切。LOCA會導致堆芯內(nèi)部過熱，繼而損毀堆芯，甚至造成堆芯融化的惡劣后果。

2 試驗介紹

Halden試驗[2]是國外研究機構(gòu)為LOCA工況精心設(shè)計的系列試驗，研究新型材料和高燃耗下燃料棒的性能。試驗的主要目的是研究LOCA發(fā)生時，燃料棒的行為變化，例如：包殼腫脹、芯塊破碎、芯塊再定位、包殼破裂、氧化、氫化等。試驗棒由在反應堆內(nèi)輻照過的燃料棒制造。文中稿使用的數(shù)據(jù)來自IFA-650.5試驗[3]。

2.1 IFA-650.5試驗

Halden系列試驗研究堆內(nèi)環(huán)境下各種影響因素對燃料棒的作用，重點研究芯塊與包殼之間的傳熱過程。試驗目的主要是修正根據(jù)堆外試驗數(shù)據(jù)提出的傳熱過程模型。IFA-650.5試驗的基本參數(shù)見表1-2[4,8]。

表1 IFA-650.5試驗棒芯塊參數(shù)

表2 IFA-650.5試驗棒參數(shù)

2.2 IFA-650.5試驗設(shè)備

IFA-650.5試驗設(shè)備截面示意圖如圖1所示。

圖1 IFA-650.5試驗設(shè)備截面示意圖[5]

2.3 IFA-650.5試驗過程

IFA-650試驗設(shè)備介紹及步驟詳見[2-3]。試驗開始前，反應堆功率調(diào)節(jié)至試驗棒預設(shè)功率，然后開啟加熱罩并保持在恒定功率。在準備階段，反應堆運行在強制循環(huán)冷卻條件下(外部循環(huán)回路)，燃料棒達到預定功率后，斷開外部循環(huán)回路，讓溫度在自然循環(huán)冷卻下穩(wěn)定幾分鐘，然后開始LOCA瞬態(tài)試驗，從噴放(Blowdown)開始，至停堆(Scram)。調(diào)整加熱罩和燃料棒的功率，以便試驗中包殼達到目標峰值溫度。

IFA-650.5瞬態(tài)試驗開始后，噴放階段冷卻劑壓力和冷卻劑流量迅速減小。降壓階段致使包殼溫度從270 ℃上升到850 ℃。降壓和過熱觸發(fā)ECCS系統(tǒng)提供冷卻，但是此時溫度依然在上升。包殼的目標PCT是1 100 ℃，但是在750 ℃時包殼就發(fā)生了破口。從發(fā)生噴放到包殼破口，歷時178s。事故中芯塊發(fā)生破碎和再定位，包殼的腫脹變形促進了再定位的發(fā)生。圖2顯示整個LOCA試驗中若干參數(shù)的變化情況。

圖2 (a)IFA-650.5的LOCA試驗數(shù)據(jù)[6]TCC—包殼溫度；TCH—加熱器溫度；TIA/TOA—冷卻劑進口/出口溫度；LHR—加熱器功率

圖2 (b)—IFA-650.5的LOCA試驗數(shù)據(jù)[6]P-棒內(nèi)壓；1-包殼溫度；E-包殼伸長量；G-泄漏芯塊碎片輻射監(jiān)測

3 LOCA瞬態(tài)過程模擬

3.1 程序介紹

FRAPTRAN-1.5[7]是一種瞬態(tài)性能分析程序，由 FRAP-T程序發(fā)展而來，可以計算瞬態(tài)工況下包殼和燃料的交互作用，模擬LOCA工況下的燃料棒行為。程序的模擬計算建立在熱工水力模型、力學模型、裂變氣體釋放模型和氧化模型等基礎(chǔ)之上，評估燃料棒隨時間變化的熱力過程，例如傳熱速率和熱膨脹等。FRAPCON-3.5是穩(wěn)態(tài)性能分析程序，模擬瞬態(tài)發(fā)生前燃料棒穩(wěn)態(tài)運行的狀態(tài)，F(xiàn)RAPCON-3.5輸出與燃耗有關(guān)的數(shù)據(jù)，作為瞬態(tài)分析程序FRAPTRAN-1.5的初始化輸入。通過試驗數(shù)據(jù)和程序計算結(jié)果作對比，可以驗證性能分析程序的有效性。

3.2 試驗模擬

整個模擬分兩個部分。首先，模擬燃料棒的穩(wěn)態(tài)運行工況。因為IFA-650.5試驗棒是由經(jīng)過商業(yè)堆輻照后的材料制造，所以先用FRAPCON-3.5模擬穩(wěn)態(tài)運行工況，然后再用FRAPTRAN-1.5模擬瞬態(tài)工況。文章關(guān)注瞬態(tài)過程，故忽略穩(wěn)態(tài)模擬的描述，僅使用與燃耗相關(guān)的FRAPCON-3.5輸出參數(shù)，作為FRAPTRAN-1.5的初始化數(shù)據(jù)。

程序計算中選用的模型是根據(jù)試驗條件和目標參數(shù)等數(shù)據(jù)選取的，不同的模型有其適用的溫度區(qū)間和適用的應變區(qū)間，在適用區(qū)間外使用模型會產(chǎn)生很大的計算誤差。文中稿計算使用的主要模型[7]有：

(1)FRACAS-I力學計算模型——剛性芯塊模型，用于包殼腫脹之前的芯塊包殼相互作用的計算；

(2)BALON2模型——用于包殼腫脹到失效過程的力學計算；

(3)靜態(tài)壓力模型——用于燃料棒內(nèi)氣壓的計算；

(4)Cathcart-Pawel (C-P)氧化模型——適用最高包殼溫度高于1 073 K低于1 800 K的情況下包殼氧化厚度的計算。

FRAPTRAN-1.5模擬結(jié)果如圖4所示。其中關(guān)鍵參數(shù)是棒內(nèi)壓、腫脹變形、氧化限值、破口壓力和溫度，和試驗數(shù)據(jù)基本吻合。

圖3 燃料棒內(nèi)壓隨時間的變化

圖4 燃料棒包殼環(huán)向應力隨時間的變化

圖5 包殼各節(jié)點平均溫度隨時間的變化

圖6 包殼內(nèi)壁氧化層厚度隨時間的變化

4 結(jié)束語

FRAPTRAN-1.5的模擬結(jié)果和IFA-650.5試驗的測量數(shù)據(jù)吻合度非常好。研究表明，加深燃耗之后，包殼失效溫度低于1 204 ℃的安全閾值，即1974年提出的LOCA工況下燃料棒的參數(shù)安全標準不適用文中稿處理的83.4 MWd/kgU高燃耗燃料棒。未來需要對LOCA工況下高燃耗燃料棒相關(guān)參數(shù)的安全閾值做出修訂，因此需要設(shè)計更多的高燃耗試驗，將其試驗結(jié)果作為修訂安全標準的參考。