孙 微，李铁萍，庄少欣，韩向臻，靖剑平

(环境保护部核与辐射安全中心, 北京100082)

大破口事故下事故容错燃料热工水力行为分析

孙 微，李铁萍，庄少欣，韩向臻，靖剑平

(环境保护部核与辐射安全中心, 北京100082)

事故容错燃料是事故应对能力更强的一种新型燃料，能够在较长时间内抵抗严重事故工况。本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错包壳材料在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律，并比较了三种材料对PCT的收益，计算结果表明SiC得到的收益略高为32K。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益，对核电厂的安全性和经济性有重要意义，但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同，还需要对此进行深入研究。

ATF；TRACE；大破口事故

福岛事故以后，世界各国都在开发事故下耐受能力更强的新型燃料——事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel, ATF)。与现有核燃料相比，事故容错燃料能够在较长时间内抵抗严重事故工况，同时保持或提高其在正常运行工况下性能的新型燃料系统[1]。美国国会对上述燃料给予了高度重视，DOE也在2012年资助了事故容错燃料的研发。中国政府在《能源技术革命创新行动计划2016—2030》[2]中明确了ATF研发任务。目前，我国已经设立ATF重大科研专项，并由中国广核集团牵头，联合国家电投、中科院、中物院、中核集团等业内主要企事业单位以及清华大学、西安交通大学等高校，组织起一支国家级研发团队和产业联盟，致力于突破ATF技术重重难关[1]。

1 事故容错燃料简介

事故容错燃料为了得到抵御事故工况的优良性能，一般要求有ATF(包括燃料芯块和包壳)比常规UO2和锆合金包壳燃料在丧失堆芯有效冷却后具有更好的耐受能力，维持可冷却几何时间更长，安全裕度更高。开发ATF过程中重点关注的因素为：

1) 改善燃料芯块物性；

2) 改善包壳物性，用于维持芯块可冷却能力和包容放射性；

3) 改善燃料与蒸汽的反应特性，以减少热量和氢气产生。

橡树岭国家实验室为了开展ATF燃料考验，使用了包括高温考验，高压考验、热谱实验装置分析以及失水事故累计考验等。破口事故下ATF耐受能力是燃料考验的重要环节，通过上述大量材料的测试和考验，橡树岭国家实验室提出了以下三种候选材料，316SS，SiC，FeCrAl，上述材料能够显著地降低包壳的氧化和氢气的产生[3]，即保证了破口事故下尽可能长的包容放射性，减少爆炸风险。

与国外的研究相比，我国对于事故容错燃料的研究尚处于起步阶段。目前包壳的部分物性优化已经有相当大进展，但燃料芯块特性一直争议较大，针对目前的研究进展，本文基于316SS，SiC，FeCrAl三种事故容错包壳材料，以国内自主开发的某大功率非能动压水堆为研究对象，采用TRACE程序探索三种材料作为包壳对破口类事故工况下的热工水力性能以及PCT收益的影响。

2 大功率非能动压水堆大破口事故分析

本研究以国内某大功率非能动压水堆为研究对象，该反应堆是我国具有自主知识产权的三代压水堆，主回路包括两个环路四台主泵和两台蒸汽发生器。非能动的安全注入系统用以实现堆芯的应急冷却，应急堆芯冷却系统包含两个堆芯补水箱、两个安注箱、一个安全壳内置换料水箱、一台非能动余热排出热交换器，隶属于反应堆冷却剂系统的自动卸压系统也提供必要的非能动堆芯冷却功能，其安注系统如图1所示。

图1 大功率非能动压水堆核电厂安注系统Fig.1 ECCS of high-power passive nuclear power plant

TRACE(TRAC/RELAP Advanced Compu-tational Engine),是美国核安全局 ( Nuclear Regulation Committee, 简称NRC)在TRAC基础上主导开发的反应堆最佳估算系统分析程序，内嵌的安全注入滞止以及三维流动等物理模型，能更为真实的反应失水事故下堆芯安注流量分配，是国际上大破口失水事故分析的重要分析工具之一。

基于TRACE程序的大功率非能动压水堆分析模型(仅展示一回路和安注系统)如图2所示。其中堆芯采用了三维压力容器模块，能够模拟冷却剂在堆芯内的横向流动，考虑到该堆芯进出口不等高的特性，堆芯采用双压力容器模型分别模拟下降段和下封头，活性段和堆芯上封头，下降段径向分成两层共8个方位角，堆芯活性区分为三层四个方位角，堆芯功率分布考虑轴向和径向功率分布，对于组件功率部分采取简化处理，即采用单根燃料组件功率份额最大所在的径向功率分布作为计算的初始功率分布，当F△h变化时，不考虑功率分布的变化。

图2 一回路节点图Fig.2 First loop nodalization

破口处采用安全壳背压模拟，考虑真实的安全壳升压反馈，由于大破口事故瞬态过程较快，本次针对ATF的研究仅考察PCT出现的短期阶段。

堆芯安全注入考虑CCFL模型和大破口安全注入滞止对计算结果的影响，保证模拟的真实性，同时对于没有完整实验数据对比的下降段蒸汽注入阶段，给予适当保守考虑，保证结果的安全裕量。

依据计算结果，瞬态开始时，破口处一回路冷却剂喷涌而出，系统压力在短时间内降到流体的最高局部饱和压力，破口处处于临界流动。当RCS的压力降到低于局部饱和压力以后，压力容器内冷却剂闪蒸，破口内喷出的冷却剂夹带大量蒸汽。从破口发生到闪蒸阶段整个过程几乎瞬间发生。当堆芯内的冷却剂开始汽化时，流过堆芯的冷却剂状态就会从单相流变成两相流；再加上堆芯内部压力降低，流量减小，燃料区域的冷却情况急剧恶化。在喷放的前期阶段没有安注水注入，冷却剂从破口喷出以及泵向堆芯的注入引起堆芯冷却剂的竞争，第一个PCT出现。该核电厂应对大破口事故短期阶段避免大量燃料破损的安全措施主要是安全注入，CMT和安注箱依据稳压器低水位信号和系统压力依次投入，补偿堆芯冷却剂的丧失。但安注投入初期，由于下封头内大量蒸汽导致安注不能顺利注入，直至堆芯自下而上骤冷前沿的推进，堆芯再淹没，引起堆芯PCT的回落。整个大破口短期瞬态过程如图3所示。由图可知，由于堆芯冷却水自下而上进入堆芯，因此堆芯下部PCT最早出现，冷却剂温度和堆芯储热导致堆芯PCT峰值温度出现在堆芯上部燃料棒。经综合分析，全堆芯PCT峰值出现在堆芯中间层区域的组件内，这是由于该电厂径向功率分布导致。

图3 堆芯不同高度下PCT分布Fig.3 PCT in each core level

基准工况下PCT预测值为948K。计算过程中考虑了径向和轴向功率分布，能更真实地反映换热和流动，比传统热通道和平均通道的划分方式更接近真实物理状态。

3 事故容错燃料对大破口事故PCT的影响

选取美国能源局DOE推荐的三种材料作为考察材料，与大功率非能动压水堆所采用的非事故容错型燃料(普通锆合金包壳)进行对比，考察大破口事故下采用事故容错材料作为包壳所带来的PCT收益，该三种包壳材料分别为316SS, SiC, FeCrAl。上述三种材料的物性见图4至图6所示，详细物性见文献[3]。

图4 热导率Fig.4 Heat Conductivity

图5 密度Fig.5 Density

图6 比热Fig.6 Specific heat

由图可知，SIC具有最高的热传导，与常规锆包壳不同，三种备选材料的热导率随温度升高而升高，这将有助于事故后热量的传导。316SS, FeCrAl的密度与常规锆材料相差不大，但SiC的密度较三者低，SiC比热容最高，能储存最多的热量，但当堆芯热量增加，PCT的反应也变得迟缓。

常规锆包壳反应堆和三种备选材料包壳反应堆大破口事故进程对比如表1所示。SiC包壳能够延长PCT达到的时间，能给事故下操作员或事故缓解留下更长的处置时间。但仅更换包壳对事故进程的影响不明显。计算得到四者PCT曲线图如图7所示，其中以Zr合金为代表的常规燃料元件在破口事故下具有最高PCT峰值，其他三种材料作为包壳后对PCT略有改善，但总体趋势和事故进程没有实质变化。

表1 大破口失水事故进程

图7 PCTFig.7 PCT

采用ATF作为包壳后在该电厂大破口事故下的PCT收益如表2所示。SiC所得到的PCT收益最大，为32K。其他材料与SiC相比PCT收益略低，但总体差距不大，这是由于SiC的密度最低，其体积热容和其他两种材料相比相差不大，同时SiC热导率随温度增加而降低，在1 000K左右SiC的热导率与其他材料相差不大，而其他材料的体积热容优势已经得到体现，因此总体上三种材料的PCT差别不大。

表2 大破口失水事故下PCT收益

4 结论

本文基于TRACE程序考察了常规锆包壳

与316SS、SiC、FeCrAl三种事故容错材料替代锆包壳后，在大功率压水堆破口事故下的PCT变化规律，并比较了三种事故容错材料对PCT的收益，计算结果表明SiC得到的收益略高为32K，316SS和FeCrAl的收益分别为27K和22K，三种事故容错材料对PCT的贡献相当。但考虑到SiC的密度最低，其体积热容和其他两种材料相比相差不大。采用新型事故容错材料仅改变包壳材料即可得到PCT收益，如果整个燃料元件均采用事故容错燃料，预计上述收益会大幅增加。ATF的研究对核电厂的安全性和经济性有重要意义，但随之而来的验收准则和引入的风险也会不同，还需要对此进行深入研究。

[1] 新华网.中广核牵头事故容错燃料国家重大科研专项[EB/OL]. 2016.6.23. http://news.xinhuanet.com/.

[2] 能源技术革命创新行动计划2016-2030. 国家发展改革委，国家能源局，2016.

[3] L.J. Ott, K.R. Robb, D. Wang. Preliminary assessment of accident-tolerant fuels on LWR performance during normal operation and under DB and BDB accident conditions. Journal of Nuclear Materials, (2014) 520-533.

[4] 路璐. 认证级LOCA分析工具开发中相关模型修改及验证[D]. 上海: 上海交通大学, 2010.

[5] IAEA. Implications of power prates on safe margin

[6] W. Wulff, et al. Quantifying reactor safety margins-Part 3: Assessment and ranging of parameters[J]. Nuclear Engineering and Design, 1990, 119(1): 33-65.

ATF Thermal Hydraulic Behavior on LBLOCA Condition

SUN Wei, LI Tie-ping, ZHUANG Shao-xin, HAN Xiang-zhen，JING Jian-ping

(Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China)

ATFs are new fuels/cladding that can tolerate loss of active cooling in the core for a considerably longer time period, in comparison with the standard UO2/Zircaloy (Zr) system. Three types of ATFs, 316SS, SiC, FeCrAl, are analysis on the LBLOCA condition for high power NPP in this paper. And the PCT benefits and the law of PCT distribution using those materials are calculated. According to the result, the material which gets the maximum PCT benefit reached is SiC, 32K. We can see that even ATFs have some advantage on some kinds of accident, the acceptance criteria and risk in using the ATFs should be studied clearly.

ATF；TRACE；LB LOCA

2016-09-22

大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项 “CAP1400安全审评关键技术研究”(2013ZX06002001)

孙 微(1983—)，女，黑龙江省双城市人，工程师，硕士学历，主要从事反应堆安全工作

靖剑平: jingjianping@163.com

TL333

A

0258-0918(2016)06-0822-05