楊小磊　劉盧果　何航行

【摘 要】核電站的安全性是至關(guān)重要的，彈棒事故作為IV類設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，必須在事故發(fā)生后保證核電站仍能到達(dá)其安全目標(biāo)。隨著自主化燃料組件的研制，彈棒事故下的燃料安全準(zhǔn)則也備受重視。因此本文對(duì)反應(yīng)堆彈棒事故下的典型模擬實(shí)驗(yàn)、各國(guó)準(zhǔn)則以及準(zhǔn)則制定方法進(jìn)行詳細(xì)研究，為建立彈棒事故下的燃料安全準(zhǔn)則提供理論支撐。

【關(guān)鍵詞】反應(yīng)堆;彈棒事故;安全準(zhǔn)則

中圖分類號(hào)： TL352 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A 文章編號(hào)： 2095-2457（2019）10-0016-005

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.10.005

Study on Fuel Safety Criterion for Rod Ejection Accident

YANG Xiao-lei1，2 LIU Lu-guo1，2 HE Hang-xing1，2

（1.Nuclear Power Institute of China，Chengdu Sichuan 610041，China

2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，

Nuclear Power Institute of China，Chengdu Sichuan 610041，China）

【Abstract】Safety of nuclear power plants is crucial.The rod ejection accident is a Class IV design basis accident， nuclear power plants must ensure that its safety target should beachievable after the accident happened.The fuel safety criterion for rod ejection accident attracts much attention with the independent fuel assembly developed.This paper studied the typical simulation experiment of rod ejection accident，the criterion in other countries and approaches of standard setting，in order to provide theory support for setting fuel safety criterion of rod ejection accident.

【Key words】Reactor;Rod ejection accident;Safety criterion

0 前言

核電站的工作原理是將反應(yīng)堆中核燃料裂變所釋放的熱能傳遞給水使其蒸發(fā)，并通過(guò)汽輪機(jī)做功從而產(chǎn)生電力。由于核燃料具有放射性，在設(shè)計(jì)、建造和運(yùn)行階段，對(duì)于電站安全性的關(guān)注度極高。其中事故安全準(zhǔn)則是確定反應(yīng)堆在事故條件下是否滿足安全要求的判斷準(zhǔn)則，在核安全方面具有極其重要的作用。我國(guó)核電站大多數(shù)采用壓水型反應(yīng)堆，其中彈棒事故（REA，rod ejection accident）作為第IV類設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，在事故安全分析中具有重要地位。

彈棒事故的產(chǎn)生原因是控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)耐壓殼體破裂導(dǎo)致的巨大內(nèi)外壓差，使得控制棒彈出堆芯。最直接后果是燃料功率和溫度的快速上升，導(dǎo)致燃料棒損壞使得放射性產(chǎn)物進(jìn)入冷卻劑。更嚴(yán)重情況下，燃料棒粉碎，擴(kuò)散至冷卻劑中的碎片可能導(dǎo)致蒸汽快速產(chǎn)生并形成壓力脈沖，破壞壓力容器的完整性。因此，在安全論證階段必須針對(duì)彈棒事故建立合適的燃料安全準(zhǔn)則，以保證事故下反應(yīng)堆仍能達(dá)到其安全目標(biāo)。

因此，本文主要論述了國(guó)際上與彈棒事故的典型模擬實(shí)驗(yàn)、各國(guó)安全準(zhǔn)則與準(zhǔn)則制定方法，為針對(duì)我國(guó)自主設(shè)計(jì)的燃料組件建立彈棒事故下燃料安全準(zhǔn)則提供理論支撐。

1 彈棒事故的典型模擬實(shí)驗(yàn)

1.1 SPERT-CDC實(shí)驗(yàn)

SPERT-CDC裝置[1]是帶有中心孔的UO2燃料反應(yīng)堆，如圖1所示。冷卻劑為常壓常壓的靜態(tài)水。每根測(cè)試棒包含長(zhǎng)度為132mm的燃料區(qū)域，包殼材料為冷加工Zr-2合金。UO2芯塊密度為0.94TD，U235富集度為7wt%。試驗(yàn)中功率脈沖寬度為13-31ms。其中布置溫度與壓力傳感器檢測(cè)冷卻劑溫度與壓力變化。

1.2 IGR實(shí)驗(yàn)

IGR是均勻的鈾-石墨脈沖堆，如圖2所示。反應(yīng)堆中心的實(shí)驗(yàn)通道用于放置裝有測(cè)試棒的測(cè)試容器。測(cè)試棒來(lái)源于VVER反應(yīng)堆中。UO2燃耗為47-49MWd/kgU。燃料芯塊的內(nèi)外直徑分別為2.20-2.40mm和7.56mm，測(cè)試棒的燃料長(zhǎng)度為141-167mm。二次加工測(cè)試棒中填充1.7MPa的氦氣，包殼外徑9.1mm，壁厚0.69mm，氧化層厚度為5微米。所有測(cè)試都是以靜止水作為冷卻劑，水的壓力為常壓，溫度為293K。試驗(yàn)中脈沖寬度為500-900ms。

1.3 BIGR實(shí)驗(yàn)

BIGR是鈾—石墨脈沖反應(yīng)堆[2]，堆芯高度和直徑分別為670和760mm，脈沖寬度為2-3ms，是所有RIA模擬裝置中脈沖最短的，其主要目的是為了補(bǔ)充窄脈沖對(duì)燃料性能的影響。密封實(shí)驗(yàn)室內(nèi)的冷卻劑初始為靜止?fàn)顟B(tài)。BIGR試驗(yàn)棒的燃耗范圍為47-60MWd/kgU，燃料芯塊外部直徑為7.54-7.6mm，二次加工的燃料棒的燃料堆疊長(zhǎng)度在149-155mm之間，內(nèi)部充滿了氦氣，壓力在0.1-2.1MPa之間。

1.4 NSRR實(shí)驗(yàn)

NSRR是改進(jìn)型的TRIGA-ACPR池式反應(yīng)堆[3]，堆芯內(nèi)包含149根U-Zr氫化物燃料-慢化劑組件，如圖3所示。反應(yīng)堆能夠產(chǎn)生半高寬為4.4-7ms的功率脈沖。預(yù)輻照燃料棒的RIA實(shí)驗(yàn)在包含常溫常壓水的測(cè)試容器中進(jìn)行的。目前，通過(guò)改進(jìn)測(cè)試容器結(jié)構(gòu)以提高冷卻劑壓力和溫度以滿足后續(xù)實(shí)驗(yàn)需要。測(cè)試容器安置在堆芯中央直徑220mm的空孔中，其包括內(nèi)外兩層，內(nèi)層容器通過(guò)熱電偶測(cè)量燃料棒表面溫度，通過(guò)壓力傳感器測(cè)量脈沖輻照期間燃料棒內(nèi)壓，軸向延伸傳感器測(cè)量芯塊和包殼的形變。內(nèi)層實(shí)驗(yàn)管內(nèi)布置一個(gè)熱電偶用于測(cè)量冷卻劑的水溫，布置壓力傳感器和應(yīng)變計(jì)用于檢測(cè)內(nèi)層管道內(nèi)由于包殼失效而產(chǎn)生的脈沖壓力。

1.5 CABRI實(shí)驗(yàn)

CABRI堆[4]是池式輕水UO2燃料型的反應(yīng)堆，其中心區(qū)域包括實(shí)驗(yàn)環(huán)路，可以插入實(shí)驗(yàn)測(cè)量?jī)x器，如圖4所示。測(cè)試棒安放在位于堆芯內(nèi)部?jī)x器化的測(cè)試通道內(nèi)，用于監(jiān)測(cè)瞬態(tài)過(guò)程中的燃料行為。實(shí)驗(yàn)脈沖寬度為9.5～75ms。CABRI冷卻劑和包殼溫度為533K，與壓水堆熱側(cè)狀態(tài)相同。冷卻劑流速為5m/s。CABRI燃料棒的富集度為4.5～6.85wt%。CABRI實(shí)驗(yàn)裝置配備了無(wú)損檢測(cè)能力：γ射線掃描、x射線等?？蓽y(cè)量實(shí)驗(yàn)參數(shù)包括：流量、壓力、溫度和包殼的軸向位移等的儀器，并安特殊掃描儀用于測(cè)量在功率瞬變時(shí)的燃料行為。

2 彈棒事故的安全準(zhǔn)則

彈棒事故的安全目標(biāo)主要有4點(diǎn)：堆芯反應(yīng)性的有效控制、確保堆芯的可冷卻性、保證放射性釋放低于可接受限值、保證二次屏障（壓力容器和冷卻劑回路）的完整性。根據(jù)以上安全目標(biāo)，彈棒事故的安全準(zhǔn)則主要分為兩方面：包殼失效相關(guān)限值，以確定燃料包殼是否失效;與堆芯可冷卻性相關(guān)的限值。

在研究彈棒事故燃料性能時(shí)，將復(fù)雜的失效過(guò)程利用相關(guān)物理量進(jìn)行描述，因此燃料安全準(zhǔn)則主要給出表征物理量的失效限值。由于每個(gè)國(guó)家的研究對(duì)象、研究基礎(chǔ)和重視程度的不同，因此燃料安全準(zhǔn)則的內(nèi)容也稍有差異，以下主要列舉幾個(gè)核大國(guó)對(duì)于該準(zhǔn)則的相關(guān)內(nèi)容。

2.1 美國(guó)

根據(jù)CSNI（2003）文獻(xiàn)[5]，美國(guó)RG1.77中針對(duì)于彈棒事故提出安全準(zhǔn)則：燃料徑向平均焓值峰值為280cal/g，該限值的確定是為阻止產(chǎn)生燃料碎片化。該限值是基于早期未輻照或低燃耗燃料棒的模擬實(shí)驗(yàn)得到的。

隨著對(duì)于彈棒事故的深入認(rèn)識(shí)，SRP4.2（2007）[6]中提出新的安全準(zhǔn)則如下：

（1）零功率情況下，當(dāng)棒內(nèi)部壓力低于系統(tǒng)壓力時(shí)，包殼徑向焓值峰值不超過(guò)170cal/g;當(dāng)棒內(nèi)部壓力高于系統(tǒng)壓力時(shí)，包殼徑向焓值峰值不超過(guò)150cal/g。對(duì)于中等功率和滿功率時(shí)，燃料包殼失效主要考慮局部熱流密度不超過(guò)設(shè)計(jì)值（如DNBR）。

（2）對(duì)于PCMI導(dǎo)致的燃料包殼失效，燃料徑向平均焓值限值與氧化層厚度相關(guān)，如圖5所示。

（3）燃料徑向平均焓值峰值低于230cal/g。

（4）燃料溫度峰值低于對(duì)應(yīng)熔點(diǎn)。

（5）由于燃料-冷卻劑相互接觸和棒爆裂產(chǎn)生的作用于反應(yīng)堆壓力邊界、堆內(nèi)構(gòu)件和燃料組件的機(jī)械能量必須得到釋放。

（6）燃料芯塊、包殼碎片和燃料鼓泡均不會(huì)影響可冷卻幾何。

對(duì)于（5）（6），最保守的假設(shè)就是燃料包殼未發(fā)生失效。且為避免包殼高溫氧化、脆化和熔化，包殼最高溫度必須低于1482℃;對(duì)于包殼鼓泡和爆裂，利用環(huán)狀應(yīng)力進(jìn)行評(píng)價(jià)，根據(jù)不同的包殼材料得到包殼溫度相關(guān)限值。

2015年，NRC對(duì)于SRP4.2中的彈棒事故安全準(zhǔn)則進(jìn)行修正[7]，修正內(nèi)容包括：

（1）零功率情況下，高溫包殼失效的燃料平均焓值峰值與包殼內(nèi)外壓差的關(guān)系如圖6所示。

（2）對(duì)于PCMI失效，峰值燃料平均焓升與包殼氫濃度的關(guān)系如圖7（RXA包殼，完全重結(jié)晶包殼）和圖8（SRA包殼，應(yīng)力消除退火型包殼）所示。

（3）燃料中心區(qū)域的熔化區(qū)域必須小于10%，對(duì)于外圍90%燃料區(qū)域，燃料溫度峰值必須低于初始燃料的熔點(diǎn)。

2.2 法國(guó)

法國(guó)提出的彈棒事故安全準(zhǔn)則：

（1）熱點(diǎn)處燃料芯塊平均焓，對(duì)于輻照過(guò)的燃料應(yīng)低于200cal/g;

（2）即使燃料芯塊平均焓值峰值低于上述限值，熱點(diǎn)處燃料芯塊熔化的份額也應(yīng)限制在燃料體積的10%以內(nèi);

（3）熱點(diǎn)處包殼的平均溫度應(yīng)低于包殼可能發(fā)生脆化的溫度（對(duì)無(wú)氧化或極少氧化情況該溫度為1482℃）;

2.3 日本

日本提出的燃料安全準(zhǔn)則[5]：

（1）PCMI相關(guān)的燃料失效準(zhǔn)則

由于RIA事故中不正常的瞬態(tài)引起的燃料焓升不超過(guò)這些限值。

（2）棒爆裂相關(guān)的燃料失效準(zhǔn)則

棒內(nèi)外壓差<6kg/cm2：燃料平均焓值限值為170cal/g;

6kg/cm2=<棒內(nèi)外壓差<44.4kg/cm2：燃料平均焓值限值為隨壓差的線性函數(shù)，在6kg/cm2為137cal/g，在44.4kg/cm2為65cal/g;

44.4kg/cm2=<棒內(nèi)外壓差：燃料平均焓值限值為65cal/g;

（3）燃料平均焓值峰值必須低于230cal/g;由于燃料芯塊溫度下降、Gd、Pu等影響，限值可能會(huì)發(fā)生變化。

2.4 瑞典

3 準(zhǔn)則制定方法

制定彈棒事故下燃料安全準(zhǔn)則包括兩種方法：直接法與間接法。

直接法是通過(guò)實(shí)驗(yàn)結(jié)果直接限值的方法[8]。目前日本采用的安全準(zhǔn)則限值便是由此獲得。對(duì)于PCMI相關(guān)的安全準(zhǔn)則限值，日本對(duì)于大部分已進(jìn)行的實(shí)驗(yàn)結(jié)果（包括NSRR，CABRI等）進(jìn)行整理，根據(jù)燃料是否失效確定燃料焓升與燃耗的限值關(guān)系，如圖9所示。圖上黑色實(shí)點(diǎn)表示模擬RIA實(shí)驗(yàn)中燃料破裂失效的狀態(tài)點(diǎn)，空心點(diǎn)表示燃料未破裂失效的狀態(tài)點(diǎn)，根據(jù)失效與未失效的狀態(tài)點(diǎn)分布，最后給出如實(shí)線表示出來(lái)的燃料失效準(zhǔn)則限值線。

對(duì)于高溫下的燃料破裂失效，給出如圖10所示的燃料焓值與燃料棒內(nèi)外壓差的關(guān)系圖。實(shí)線表示NSRR實(shí)驗(yàn)中燃料組件樣本是否失效的分界線，虛線表示最終確定的安全限值線。安全限值線與實(shí)驗(yàn)線之間的差異是考慮了實(shí)驗(yàn)中的不確定性（NSRR樣本實(shí)驗(yàn)較少），以及事故中所應(yīng)保留的裕量。

對(duì)于任何情況下的燃料失效形式，包括燃料融化、PCMI燃料失效、高溫氧化脆化、斷裂等，燃料焓值峰值不允許超過(guò)230cal/g，這是所有實(shí)驗(yàn)結(jié)果匯總后，根據(jù)狀態(tài)點(diǎn)的分布規(guī)律得到的。

實(shí)際情況下由于室溫、壓力、溫度、氧化和氫化程度等不同，很難直接利用實(shí)驗(yàn)確定失效限值與燃耗的關(guān)系，因此可以結(jié)合實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)與分析評(píng)價(jià)，發(fā)展新的方法確定燃料失效限值，即間接法[8]。其中需要建立燃料行為分析方法，即利用計(jì)算程序分析彈棒事故中燃料的機(jī)械性能變化，如FALCON，SCANAIR和FRAPTRAN等。

間接法用于開發(fā)燃料失效限值準(zhǔn)則，主要包括5個(gè)步驟，具體如圖11所示：

（1）利用包殼材料的機(jī)械特性實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)定義包殼脆性（利用CSED-臨界應(yīng)變能密度描述）與外表面氧化層厚度的關(guān)系。

（2）建立包殼氧化層厚度與燃料棒平均燃耗之間的關(guān)系。

（3）梳理步驟（1）和步驟（2）的關(guān)聯(lián)性，確定CSED與燃料燃耗的關(guān)系，如圖12所示，但是需考慮包殼脆性下降導(dǎo)致氧化物厚度累積和輻照損傷所帶來(lái)的不確定性。

（4）計(jì)算彈棒事故下功率脈沖引入過(guò)程中，由于PCMI造成的包殼脆化特征值（應(yīng)變能密度，SED）與燃料棒平均燃耗的關(guān)系，當(dāng)SED大于該燃耗下的CSED，即認(rèn)定燃料棒發(fā)生失效。其中，利用燃料行為程序計(jì)算運(yùn)行工況與事故階段燃料與包殼的機(jī)械性能隨時(shí)間的規(guī)律。

4 結(jié)論

彈棒事故作為第IV類事故，在安全分析中具有重要意義。隨著我國(guó)自主化燃料的成功研發(fā)，同樣面臨著彈棒事故的性能評(píng)價(jià)與相關(guān)準(zhǔn)則的建立。本文對(duì)于彈棒事故的模擬實(shí)驗(yàn)、各國(guó)準(zhǔn)則以及準(zhǔn)則制定方法進(jìn)行整理，對(duì)于我國(guó)自主化燃料的相關(guān)研究具有重要的實(shí)際價(jià)值與科學(xué)意義。

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