彈棒事故的ATWT分析

王燕萍　任春明　劉余

【摘 要】隨著燃料組件燃耗加深，燃料組件慢慢發生變形，當變形達到一定程度的時候將有可能導致控制棒組件不能完全插入堆芯，從而使得未停堆預期瞬態（ATWT）發生的概率大大的增加。ATWT的發生將會帶來一系列嚴重的后果。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以及核電站實際運行經驗的反饋。通過分析發現，當發生彈棒事故時，必須依靠停堆棒的引入反應性來滿足反應堆的安全準則，僅僅依靠應急安注無法保證反應堆維持在安全狀態下。

【關鍵詞】VVER-1000；ATWT；彈棒事故

0 介紹

隨著燃料組件燃耗的加深，燃料組件慢慢發生變形，當變形達到一定程度的時候將有可能導致控制棒組件不能完全插入堆芯，從而使得未停堆預期瞬態（ATWT）發生的概率大大的增加。ATWT的發生將會帶來一系列嚴重的后果。

對于發展進程比較慢的事故來說，反應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急措施來實現。但是對于發展進程較快的事故來說，僅僅依靠反饋和一些應急措施是無法保證反應堆安全的，那將會引起一系列嚴重的后果。

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動機構耐壓殼機械損壞，導致控制棒組件和驅動軸彈出堆芯外。這種機械損壞將導致正反應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致控制棒組件無法完全下插至堆底，則導致ATWT發生。

發生ATWT時，應急注硼系統（JDH）是事故發生時唯一可用于緩解事故后果的措施。應急注硼系統時4*50%結構，即系統由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，第二個通道發生獨立的單一故障，則還有兩個通道可以投入使用，執行規定的安全功能。

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

本文只對反應堆熱工水力情況進行研究，不涉及放射性后果的研究。

2 安全準則

下述準則為彈棒事故分析安全準則，而并非ATWT準則。

準則1. 反應堆冷卻劑系統和蒸汽管道內的壓力應該低于設計值的115%也即分別不超過20.24和9.02MPa。

準則2. 任一事件將不能導致更為嚴重的電站狀態（例如，預計運行事件不能導致事故，而事故在無附加非相關故障的情況下不導致較嚴重的事故）。

準則3. 反應堆冷卻劑系統保持在安全狀態，即提供短期和長期的堆芯冷卻。

準則4. 反應堆冷卻劑系統和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計限值。

準則5. 應該滿足下述堆芯應急冷卻準則：

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構件變形，燃料組件內冷卻劑流道不應該被阻塞以致失去冷卻能力；

不容許控制棒熔化，控制棒在堆內的移動不應該受到燃料組件、控制棒及堆內構件變形的阻礙；

燃料組件不同部件之間的相互作用不應該導致這些部件熔化；

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

應該使堆芯達到安全狀態，以便建立起使反應堆保持在次臨界狀態，事故后停堆和堆芯及堆內構件可拆卸狀態下的冷卻。

準則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，便認為超過了燃料元件的最大破損極限。該焓的標定溫度為23℃。

準則7. 在下述一個或幾個條件下假設超過了燃料元件的安全運行限值：

燃料棒發生偏離泡核沸騰（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；

其它原因發生的燃料棒破損，包括如機械沖擊或在內壓作用下的隆起和破裂。

準則8. 衛生防護區（相應廠址圍墻）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任務書中對設計基準事故規定的限值。

3 計算程序與分析假設

3.1 計算程序

分析中使用相應的熱工水力分析程序，用于計算瞬態和事故條件下VVER反應堆電站冷卻劑系統和蒸汽發生器的熱工水力參數變化。程序數學模塊包括所有主要設備的描述——反應堆、蒸汽發生器、穩壓器、反應堆冷卻機泵、主冷卻劑管道、安全系統、控制系統保護和連鎖。

3.2 假設

在本文的彈棒事故ATWT分析中，未考慮停堆棒引入的負反應性，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內注入堆芯。

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

反應堆保護如下所示：

4 計算結果

彈棒事故中發生ATWT時，僅僅依靠反應堆自身的反饋，無法保證反應堆的安全，如下圖2-圖4所示部分參數隨時間的變化情況，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則限值。

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

上述的敏感性分析結果表明，對于彈棒事故ATWT，如要滿足事故分析的安全準則，必須依靠停堆棒引入的負反應性來限制惡劣的事故后果。JDH系統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反應性對于緩解事故后果是至關重要的。

5 結論

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則，必須依靠停堆棒引入的負反應性來限制惡劣的事故后果，僅僅依靠JDH系統無法保證反應堆安全。

[責任編輯：湯靜]