高燃耗燃料棒在失水事故工況下的行為研究

(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。

美國聯邦法案于1974年發布第一版輕水堆(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準則發布以來，燃料設計以及核反應堆的運行狀態都發生了巨大的變化，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的工作環境，影響將來的反應堆設計，故針對早已發布的ECCS準則，需重新進行安全裕度的評定，對其中的相關條目做出修訂以適應新的反應堆工作環境。

1 LOCA安全準則

美國聯邦法案于1974年發布第一版輕水堆(Light Water Reactor-LWR)安全準則——應急堆芯冷卻安全驗收準則。此后，該準則經過多次修改，即是現行世界通用的安全準則版本。ECCS驗收準則中規定了LOCA相關安全準則，通常指10CFR50.46，或者簡稱為“LOCA準則”?，F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)產氫量最大值：計算出的包殼和水或蒸汽反應產生的氫氣總量不能超過所有金屬反應產氫量的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，并且可以在之后的一段時間內排出堆芯內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，其嚴重程度與發生破口的位置關系密切。LOCA會導致堆芯內部過熱，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]是國外研究機構為LOCA工況精心設計的系列試驗，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輻照過的燃料棒制造。文中稿使用的數據來自IFA-650.5試驗[3]。

2.1 IFA-650.5試驗

Halden系列試驗研究堆內環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堆外試驗數據提出的傳熱過程模型。IFA-650.5試驗的基本參數見表1-2[4,8]。

表1 IFA-650.5試驗棒芯塊參數

表2 IFA-650.5試驗棒參數

2.2 IFA-650.5試驗設備

IFA-650.5試驗設備截面示意圖如圖1所示。

圖1 IFA-650.5試驗設備截面示意圖[5]

2.3 IFA-650.5試驗過程

IFA-650試驗設備介紹及步驟詳見[2-3]。試驗開始前，反應堆功率調節至試驗棒預設功率，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冷卻條件下(外部循環回路)，燃料棒達到預定功率后，斷開外部循環回路，讓溫度在自然循環冷卻下穩定幾分鐘，然后開始LOCA瞬態試驗，從噴放(Blowdown)開始，至停堆(Scram)。調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ECCS系統提供冷卻，但是此時溫度依然在上升。包殼的目標PCT是1 100 ℃，但是在750 ℃時包殼就發生了破口。從發生噴放到包殼破口，歷時178s。事故中芯塊發生破碎和再定位，包殼的腫脹變形促進了再定位的發生。圖2顯示整個LOCA試驗中若干參數的變化情況。

圖2 (a)IFA-650.5的LOCA試驗數據[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試驗數據[6]P-棒內壓；1-包殼溫度；E-包殼伸長量；G-泄漏芯塊碎片輻射監測

3 LOCA瞬態過程模擬

3.1 程序介紹

FRAPTRAN-1.5[7]是一種瞬態性能分析程序，由 FRAP-T程序發展而來，可以計算瞬態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是穩態性能分析程序，模擬瞬態發生前燃料棒穩態運行的狀態，FRAPCON-3.5輸出與燃耗有關的數據，作為瞬態分析程序FRAPTRAN-1.5的初始化輸入。通過試驗數據和程序計算結果作對比，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，模擬燃料棒的穩態運行工況。因為IFA-650.5試驗棒是由經過商業堆輻照后的材料制造，所以先用FRAPCON-3.5模擬穩態運行工況，然后再用FRAPTRAN-1.5模擬瞬態工況。文章關注瞬態過程，故忽略穩態模擬的描述，僅使用與燃耗相關的FRAPCON-3.5輸出參數，作為FRAPTRAN-1.5的初始化數據。

程序計算中選用的模型是根據試驗條件和目標參數等數據選取的，不同的模型有其適用的溫度區間和適用的應變區間，在適用區間外使用模型會產生很大的計算誤差。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)靜態壓力模型——用于燃料棒內氣壓的計算；

(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模擬結果如圖4所示。其中關鍵參數是棒內壓、腫脹變形、氧化限值、破口壓力和溫度，和試驗數據基本吻合。

圖3 燃料棒內壓隨時間的變化

圖4 燃料棒包殼環向應力隨時間的變化

圖5 包殼各節點平均溫度隨時間的變化

圖6 包殼內壁氧化層厚度隨時間的變化

4 結束語

FRAPTRAN-1.5的模擬結果和IFA-650.5試驗的測量數據吻合度非常好。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參數的安全閾值做出修訂，因此需要設計更多的高燃耗試驗，將其試驗結果作為修訂安全標準的參考。