魏严凇，李文双，史晓磊，李载鹏，季松涛

（1.中国原子能科学研究院，北京 102413；2.江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042）

日本福岛第一核电站核事故发生后，国务院常务会议立即部署对全国核设施开展综合安全检查。国家核安全局、国家发展改革委、国家能源局和中国地震局坚决贯彻落实国务院要求，共同组织实施了运行和在建核电厂的检查工作，并对核电厂应对严重事故的能力提出了新的要求。在《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》一文中明确规定：“十二五”末建成核电机组事故工况下堆芯损伤状况的实时评价专家系统［1］。

我国现有的堆芯损伤评价系统是在CDAG［2］的基础上开发的，以堆芯出口温度和安全壳剂量率作为主要评价参数实时评价堆芯的损伤状态，且以压力容器水位、安全壳氢浓度等作为辅助参数确认评价结果的合理性。通过对电厂能力的调查发现，一些电厂堆芯出口温度热电偶并不能满足严重事故条件下的要求，因此，需要其他替代参数来满足堆芯损伤评价的需求。IAEA-TECDOC-955［3］曾提出单独以堆芯裸露时间为参数进行堆芯损伤评价方案，本工作在利用MELCOR［4］进行严重事故分析的基础上，分析堆芯裸露时间与压力容器水位间的关系，探讨将压力容器水位作为主要评价参数，应用于现行的堆芯损伤评价方法的可行性。

1 堆芯损伤评价方法

以CDAG为基础的堆芯损伤评价方法示于图1。

图1 堆芯损伤评价方法Fig.1 Evaluating method of core damage

在堆芯损伤评价方法中，堆芯出口温度（CET）和安全壳剂量率（CRM）除了可定性判断堆芯损伤状态外，还可定量获得堆芯损伤份额。如果两者之间的评价误差在50%以内，则认为评价结果合理；如果评价误差超过50%，则需要根据压力容器水位（RVL）、安全壳氢浓度等参数来进行辅助判断，确认哪个损伤份额更加合理可信。CDAG判断堆芯状态的整定值列于表1。

在堆芯损伤评价过程中，如果堆芯出口温度无法使用，考虑到安全分析的冗余度要求，需要其他的参数来替代堆芯出口温度，而堆芯裸露时间与堆芯出口温度一样，可直观反映堆芯的恶化程度。

表1 CDAG 整定值Table 1 Setpoints of CDAG

2 堆芯出口温度与堆芯裸露时间的关系

严重事故条件下，为了研究堆芯出口温度与堆芯裸露时间的关系，建立了中核核电运行管理有限公司60万千瓦机组MELCOR 模型，分析了小破口失水叠加全厂断电事故序列［5］。在MELCOR 模型中，将堆芯从内到外划分为4个等面积的同心圆环，分别标为a、b、c、d，代表堆芯4个不同的区域，堆芯径向环划分及堆芯出口热电偶排布示于图2。图2中黑色方块代表堆芯出口温度热电偶的实际排布位置。

小破口失水叠加全厂断电事故序列属于低压事故序列，参考表1，当堆芯出口温度达到650 ℃时，对应区域的燃料组件发生包壳损伤，当堆芯出口温度达到1 093 ℃时，对应区域的燃料组件发生过热损伤。堆芯出口温度和压力容器水位随时间变化的曲线示于图3。图3中活性区上端对应的压力容器水位为6.43m，活性区下端对应的压力容器水位为2.77 m。从图3可看出，堆芯首次裸露发生在事故停堆后860s，堆芯出口温度始终低于650 ℃，包壳并未损伤，随着安注箱注水使得堆芯再次淹没，升温的堆芯被重新冷却，推迟了堆芯持续裸露的起始时刻，堆芯再次裸露发生在事故停堆后2 780s时，此后堆芯水位持续降低，堆芯冷却恶化，堆芯温度逐渐升高。

图2 堆芯径向环分布Fig.2 Four rings in core

图3 堆芯出口温度与压力容器水位的关系Fig.3 Relationship of CET and RVL

由MELCOR 分析得到的4个堆芯环出口温度达到CDAG 整定值的时间列于表2。其中d环堆芯出口温度达到650 ℃的时间最晚，发生在事故停堆后4 572s，约为堆芯裸露后的0.497h，此时，由于堆芯所有区域的出口温度均超过650 ℃，因此，认为堆芯100%包壳损伤。b环堆芯出口温度达到1 093 ℃的时间最早，发生在事故停堆后4 644s，约为堆芯裸露后的0.518h，此时堆芯发生燃料过热损伤。

表2 数据分析Table 2 Analysis of data

MELCOR 程序无法直接获得安全壳剂量率的相关数据，严重事故条件下，放射性惰性气体的释放、迁移在一定程度上反映了堆芯的损伤状态，且对于低压事故序列，当堆芯完全过热时，一般认为惰性气体的释放份额接近100%，因此，本文选取惰性气体为例，判断裂变产物释放份额与堆芯裸露时间的关系。放射性惰性气体释放份额与停堆时间的关系示于图4，在堆芯裸露后0.5h，堆芯内的惰性气体开始释放，堆芯裸露1.97h时，惰性气体100%从堆芯释放出来，意味着堆芯100%燃料过热损伤。

图4 惰性气体释放份额Fig.4 Fraction of noble gas released from core

通过前面的分析可知，以堆芯出口温度为标准判断堆芯损伤状态时得到的堆芯裸露时间和以裂变产物释放份额为标准判断堆芯损伤状态时得到的堆芯裸露时间略有差别，主要是由于受MELCOR 模型限制，无法准确模拟每个堆芯出口热电偶所导致的，此外，裂变产物的释放和迁移有一个过程，因此，裂变产物的响应要比堆芯出口温度滞后。

相关研究分析过堆芯损伤与堆芯裸露时间的关系［6］，结果列于表3。堆芯裸露0.5h，包壳100%破损失效，堆芯裸露1.8h，100%堆芯熔化。这与本工作利用MELCOR 分析得到的数据较符合，从而说明，堆芯裸露时间可作为主要参数用于评价堆芯损伤状态。

表3 堆芯损伤与堆芯裸露时间的关系Table 3 Relation of core damage and Tuc

3 压力容器水位和堆芯裸露时间的关系

事故工况下，堆芯裸露时间可通过下式估计：

式中：Tuc为堆芯裸露时间；tc为堆芯再次被冷却的时刻；tuc为堆芯开始裸露的时刻。当压力容器水位下降到堆芯活性区燃料顶部时，认为堆芯开始裸露。当堆芯重新被水淹没、水位上升到堆芯活性区燃料顶部时，认为堆芯再次被冷却。因此，可通过压力容器水位指示仪表，获得堆芯裸露的时间。

4 应用

通过前文分析，压力容器水位可作为主要参数应用于现行的堆芯损伤评价方法中，评价流程示于图5。

图5 堆芯损伤评价流程Fig.5 Flow chart of core damage assessment

堆芯损伤状态分为未损伤、包壳损伤和燃料过热损伤，以安全壳放射性剂量水平和压力容器水位作为主要参数评价堆芯损伤状态及堆芯损伤份额，以堆芯出口温度（失效前）、安全壳内氢浓度、一回路热端温度等辅助参数综合分析评价结果的合理性。

根据式（1），通过监测压力容器水位的变化获得堆芯裸露时间，根据前面的分析，如果堆芯裸露（较长时间不能被冷却），则启动堆芯损伤评价程序，堆芯裸露时间达到α 时堆芯100%包壳损伤，裸露时间超过β时（对应1%燃料过热损伤）堆芯出现燃料过热损伤，堆芯在裸露γ后堆芯100%燃料过热损伤。α、β和γ 的数值需结合特定核电厂的严重事故分析结果得到。

5 结论

事故工况下，压力容器水位除了对堆芯冷却剂存量进行指示外，还可配合计时器的使用获得堆芯裸露时间，进而对堆芯损伤程度进行评价。评价方法的选择主要取决于核电厂获取数据的手段和能力。堆芯出口温度和裸露时间的对应关系可通过电厂的严重事故分析获得，明确了对应关系的核电厂可将压力容器水位作为堆芯损伤评价的主要参数。

［1］ 国家核安全局.核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标［R］.北京：国家核安全局，2012.

［2］ LUTZ R J.Westinghouse owners group core damage assessment guidance， WCAP-14696-A［R］.Pittsburgh：Westinghouse Electric Company LLC，1999.

［3］ IAEA.Generic assessment procedures for determining protective actions during a reactor accident，IAEA-TECDOC-955［R］.Vienna：IAEA，1997.

［4］ GAUNTT R O.MELCOR computer code manual，Volume 2：Reference manual version 1.8.5［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［5］ 史晓磊.秦山Ⅱ期核电厂堆芯损伤评价系统源项预测模型改进和验证［D］.北京：中国原子能科学研究院，2012.

［6］ 李文双.田湾核电站综合管理手册《堆芯损伤评价》［R］.连云港：江苏核电有限公司，2011.