(中国原子能科学研究院，北京 102413)

0 引 言

轻水堆(Light Water Reactor-LWR)的设计、建造、运行都必须遵循事故下的安全准则，例如失水事故(Loss Of Coolant Accident-LOCA)和反应性引入事故(Reactivity Insertion Accident—RIA)。因为反应堆燃料是主要的放射源及热源，所以安全准则是基于燃料在事故下的特性及性能而建立的。

美国联邦法案于1974年发布第一版轻水堆(Light Water Reactor-LWR)安全准则——应急堆芯冷却安全验收准则(Emergency Core Cooling System-ECCS)。自从1974年ECCS准则发布以来，燃料设计以及核反应堆的运行状态都发生了巨大的变化，包括新的燃料和包壳尺寸、新型的包壳合金材料、更高的燃耗和更长的换料周期。这些变化改变了反应堆内的工作环境，影响将来的反应堆设计，故针对早已发布的ECCS准则，需重新进行安全裕度的评定，对其中的相关条目做出修订以适应新的反应堆工作环境。

1 LOCA安全准则

美国联邦法案于1974年发布第一版轻水堆(Light Water Reactor-LWR)安全准则——应急堆芯冷却安全验收准则。此后，该准则经过多次修改，即是现行世界通用的安全准则版本。ECCS验收准则中规定了LOCA相关安全准则，通常指10CFR50.46，或者简称为“LOCA准则”。现行LOCA准则包括五个独立的限值或要求[1]：

(1)包壳峰值温度：计算出的燃料元件包壳最高温度不允许超过2 200 ℉(1204 ℃)；

(2)包壳氧化最大值：计算出的包壳氧化总量不能超过初始包壳总厚度的17%；

(3)产氢量最大值：计算出的包壳和水或蒸汽反应产生的氢气总量不能超过所有金属反应产氢量的1%，这些金属包括燃料周围的包壳而不包括空腔部分；

(4)可冷却几何尺寸：计算出的堆芯几何的变化应保持堆芯维持可冷却的能力；

(5)长期冷却：应急堆芯冷却系统成功投入运行后，计算出的堆芯温度应保持在可接受的低限值内，并且可以在之后的一段时间内排出堆芯内长寿命放射性元素引起的衰变热。

对于低燃耗和中等燃耗的燃料棒，上述准则的保守程度可以使发生LOCA时ECCS的性能具有充分的安全裕度。

失水事故(Loss Of Coolant Accident-LOCA)按发生时间顺序，分为三个事故阶段，依次为喷放(Blowdown)阶段、再灌水(Refilling stage)阶段、再淹没(Reflooding stage)阶段，其严重程度与发生破口的位置关系密切。LOCA会导致堆芯内部过热，继而损毁堆芯，甚至造成堆芯融化的恶劣后果。

2 试验介绍

Halden试验[2]是国外研究机构为LOCA工况精心设计的系列试验，研究新型材料和高燃耗下燃料棒的性能。试验的主要目的是研究LOCA发生时，燃料棒的行为变化，例如：包壳肿胀、芯块破碎、芯块再定位、包壳破裂、氧化、氢化等。试验棒由在反应堆内辐照过的燃料棒制造。文中稿使用的数据来自IFA-650.5试验[3]。

2.1 IFA-650.5试验

Halden系列试验研究堆内环境下各种影响因素对燃料棒的作用，重点研究芯块与包壳之间的传热过程。试验目的主要是修正根据堆外试验数据提出的传热过程模型。IFA-650.5试验的基本参数见表1-2[4,8]。

表1 IFA-650.5试验棒芯块参数

表2 IFA-650.5试验棒参数

2.2 IFA-650.5试验设备

IFA-650.5试验设备截面示意图如图1所示。

图1 IFA-650.5试验设备截面示意图[5]

2.3 IFA-650.5试验过程

IFA-650试验设备介绍及步骤详见[2-3]。试验开始前，反应堆功率调节至试验棒预设功率，然后开启加热罩并保持在恒定功率。在准备阶段，反应堆运行在强制循环冷却条件下(外部循环回路)，燃料棒达到预定功率后，断开外部循环回路，让温度在自然循环冷却下稳定几分钟，然后开始LOCA瞬态试验，从喷放(Blowdown)开始，至停堆(Scram)。调整加热罩和燃料棒的功率，以便试验中包壳达到目标峰值温度。

IFA-650.5瞬态试验开始后，喷放阶段冷却剂压力和冷却剂流量迅速减小。降压阶段致使包壳温度从270 ℃上升到850 ℃。降压和过热触发ECCS系统提供冷却，但是此时温度依然在上升。包壳的目标PCT是1 100 ℃，但是在750 ℃时包壳就发生了破口。从发生喷放到包壳破口，历时178s。事故中芯块发生破碎和再定位，包壳的肿胀变形促进了再定位的发生。图2显示整个LOCA试验中若干参数的变化情况。

图2 (a)IFA-650.5的LOCA试验数据[6]TCC—包壳温度；TCH—加热器温度；TIA/TOA—冷却剂进口/出口温度；LHR—加热器功率

图2 (b)—IFA-650.5的LOCA试验数据[6]P-棒内压；1-包壳温度；E-包壳伸长量；G-泄漏芯块碎片辐射监测

3 LOCA瞬态过程模拟

3.1 程序介绍

FRAPTRAN-1.5[7]是一种瞬态性能分析程序，由 FRAP-T程序发展而来，可以计算瞬态工况下包壳和燃料的交互作用，模拟LOCA工况下的燃料棒行为。程序的模拟计算建立在热工水力模型、力学模型、裂变气体释放模型和氧化模型等基础之上，评估燃料棒随时间变化的热力过程，例如传热速率和热膨胀等。FRAPCON-3.5是稳态性能分析程序，模拟瞬态发生前燃料棒稳态运行的状态，FRAPCON-3.5输出与燃耗有关的数据，作为瞬态分析程序FRAPTRAN-1.5的初始化输入。通过试验数据和程序计算结果作对比，可以验证性能分析程序的有效性。

3.2 试验模拟

整个模拟分两个部分。首先，模拟燃料棒的稳态运行工况。因为IFA-650.5试验棒是由经过商业堆辐照后的材料制造，所以先用FRAPCON-3.5模拟稳态运行工况，然后再用FRAPTRAN-1.5模拟瞬态工况。文章关注瞬态过程，故忽略稳态模拟的描述，仅使用与燃耗相关的FRAPCON-3.5输出参数，作为FRAPTRAN-1.5的初始化数据。

程序计算中选用的模型是根据试验条件和目标参数等数据选取的，不同的模型有其适用的温度区间和适用的应变区间，在适用区间外使用模型会产生很大的计算误差。文中稿计算使用的主要模型[7]有：

(1)FRACAS-I力学计算模型——刚性芯块模型，用于包壳肿胀之前的芯块包壳相互作用的计算；

(2)BALON2模型——用于包壳肿胀到失效过程的力学计算；

(3)静态压力模型——用于燃料棒内气压的计算；

(4)Cathcart-Pawel (C-P)氧化模型——适用最高包壳温度高于1 073 K低于1 800 K的情况下包壳氧化厚度的计算。

FRAPTRAN-1.5模拟结果如图4所示。其中关键参数是棒内压、肿胀变形、氧化限值、破口压力和温度，和试验数据基本吻合。

图3 燃料棒内压随时间的变化

图4 燃料棒包壳环向应力随时间的变化

图5 包壳各节点平均温度随时间的变化

图6 包壳内壁氧化层厚度随时间的变化

4 结束语

FRAPTRAN-1.5的模拟结果和IFA-650.5试验的测量数据吻合度非常好。研究表明，加深燃耗之后，包壳失效温度低于1 204 ℃的安全阈值，即1974年提出的LOCA工况下燃料棒的参数安全标准不适用文中稿处理的83.4 MWd/kgU高燃耗燃料棒。未来需要对LOCA工况下高燃耗燃料棒相关参数的安全阈值做出修订，因此需要设计更多的高燃耗试验，将其试验结果作为修订安全标准的参考。