杨小磊　刘卢果　何航行

【摘 要】核电站的安全性是至关重要的，弹棒事故作为IV类设计基准事故，必须在事故发生后保证核电站仍能到达其安全目标。随着自主化燃料组件的研制，弹棒事故下的燃料安全准则也备受重视。因此本文对反应堆弹棒事故下的典型模拟实验、各国准则以及准则制定方法进行详细研究，为建立弹棒事故下的燃料安全准则提供理论支撑。

【关键词】反应堆;弹棒事故;安全准则

中图分类号： TL352 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2019）10-0016-005

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.10.005

Study on Fuel Safety Criterion for Rod Ejection Accident

YANG Xiao-lei1，2 LIU Lu-guo1，2 HE Hang-xing1，2

（1.Nuclear Power Institute of China，Chengdu Sichuan 610041，China

2.Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，

Nuclear Power Institute of China，Chengdu Sichuan 610041，China）

【Abstract】Safety of nuclear power plants is crucial.The rod ejection accident is a Class IV design basis accident， nuclear power plants must ensure that its safety target should beachievable after the accident happened.The fuel safety criterion for rod ejection accident attracts much attention with the independent fuel assembly developed.This paper studied the typical simulation experiment of rod ejection accident，the criterion in other countries and approaches of standard setting，in order to provide theory support for setting fuel safety criterion of rod ejection accident.

【Key words】Reactor;Rod ejection accident;Safety criterion

0 前言

核電站的工作原理是将反应堆中核燃料裂变所释放的热能传递给水使其蒸发，并通过汽轮机做功从而产生电力。由于核燃料具有放射性，在设计、建造和运行阶段，对于电站安全性的关注度极高。其中事故安全准则是确定反应堆在事故条件下是否满足安全要求的判断准则，在核安全方面具有极其重要的作用。我国核电站大多数采用压水型反应堆，其中弹棒事故（REA，rod ejection accident）作为第IV类设计基准事故，在事故安全分析中具有重要地位。

弹棒事故的产生原因是控制棒驱动机构耐压壳体破裂导致的巨大内外压差，使得控制棒弹出堆芯。最直接后果是燃料功率和温度的快速上升，导致燃料棒损坏使得放射性产物进入冷却剂。更严重情况下，燃料棒粉碎，扩散至冷却剂中的碎片可能导致蒸汽快速产生并形成压力脉冲，破坏压力容器的完整性。因此，在安全论证阶段必须针对弹棒事故建立合适的燃料安全准则，以保证事故下反应堆仍能达到其安全目标。

因此，本文主要论述了国际上与弹棒事故的典型模拟实验、各国安全准则与准则制定方法，为针对我国自主设计的燃料组件建立弹棒事故下燃料安全准则提供理论支撑。

1 弹棒事故的典型模拟实验

1.1 SPERT-CDC实验

SPERT-CDC装置[1]是带有中心孔的UO2燃料反应堆，如图1所示。冷却剂为常压常压的静态水。每根测试棒包含长度为132mm的燃料区域，包壳材料为冷加工Zr-2合金。UO2芯块密度为0.94TD，U235富集度为7wt%。试验中功率脉冲宽度为13-31ms。其中布置温度与压力传感器检测冷却剂温度与压力变化。

1.2 IGR实验

IGR是均匀的铀-石墨脉冲堆，如图2所示。反应堆中心的实验通道用于放置装有测试棒的测试容器。测试棒来源于VVER反应堆中。UO2燃耗为47-49MWd/kgU。燃料芯块的内外直径分别为2.20-2.40mm和7.56mm，测试棒的燃料长度为141-167mm。二次加工测试棒中填充1.7MPa的氦气，包壳外径9.1mm，壁厚0.69mm，氧化层厚度为5微米。所有测试都是以静止水作为冷却剂，水的压力为常压，温度为293K。试验中脉冲宽度为500-900ms。

1.3 BIGR实验

BIGR是铀—石墨脉冲反应堆[2]，堆芯高度和直径分别为670和760mm，脉冲宽度为2-3ms，是所有RIA模拟装置中脉冲最短的，其主要目的是为了补充窄脉冲对燃料性能的影响。密封实验室内的冷却剂初始为静止状态。BIGR试验棒的燃耗范围为47-60MWd/kgU，燃料芯块外部直径为7.54-7.6mm，二次加工的燃料棒的燃料堆叠长度在149-155mm之间，内部充满了氦气，压力在0.1-2.1MPa之间。

1.4 NSRR实验

NSRR是改进型的TRIGA-ACPR池式反应堆[3]，堆芯内包含149根U-Zr氢化物燃料-慢化剂组件，如图3所示。反应堆能够产生半高宽为4.4-7ms的功率脉冲。预辐照燃料棒的RIA实验在包含常温常压水的测试容器中进行的。目前，通过改进测试容器结构以提高冷却剂压力和温度以满足后续实验需要。测试容器安置在堆芯中央直径220mm的空孔中，其包括内外两层，内层容器通过热电偶测量燃料棒表面温度，通过压力传感器测量脉冲辐照期间燃料棒内压，轴向延伸传感器测量芯块和包壳的形变。内层实验管内布置一个热电偶用于测量冷却剂的水温，布置压力传感器和应变计用于检测内层管道内由于包壳失效而产生的脉冲压力。

1.5 CABRI实验

CABRI堆[4]是池式轻水UO2燃料型的反应堆，其中心区域包括实验环路，可以插入实验测量仪器，如图4所示。测试棒安放在位于堆芯内部仪器化的测试通道内，用于监测瞬态过程中的燃料行为。实验脉冲宽度为9.5～75ms。CABRI冷却剂和包壳温度为533K，与压水堆热侧状态相同。冷却剂流速为5m/s。CABRI燃料棒的富集度为4.5～6.85wt%。CABRI实验装置配备了无损检测能力：γ射线扫描、x射线等。可测量实验参数包括：流量、压力、温度和包壳的轴向位移等的仪器，并安特殊扫描仪用于测量在功率瞬变时的燃料行为。

2 弹棒事故的安全准则

弹棒事故的安全目标主要有4点：堆芯反应性的有效控制、确保堆芯的可冷却性、保证放射性释放低于可接受限值、保证二次屏障（压力容器和冷却剂回路）的完整性。根据以上安全目标，弹棒事故的安全准则主要分为两方面：包壳失效相关限值，以确定燃料包壳是否失效;与堆芯可冷却性相关的限值。

在研究弹棒事故燃料性能时，将复杂的失效过程利用相关物理量进行描述，因此燃料安全准则主要给出表征物理量的失效限值。由于每个国家的研究对象、研究基础和重视程度的不同，因此燃料安全准则的内容也稍有差异，以下主要列举几个核大国对于该准则的相关内容。

2.1 美国

根据CSNI（2003）文献[5]，美国RG1.77中针对于弹棒事故提出安全准则：燃料径向平均焓值峰值为280cal/g，该限值的确定是为阻止产生燃料碎片化。该限值是基于早期未辐照或低燃耗燃料棒的模拟实验得到的。

随着对于弹棒事故的深入认识，SRP4.2（2007）[6]中提出新的安全准则如下：

（1）零功率情况下，当棒内部压力低于系统压力时，包壳径向焓值峰值不超过170cal/g;当棒内部压力高于系统压力时，包壳径向焓值峰值不超过150cal/g。对于中等功率和满功率时，燃料包壳失效主要考虑局部热流密度不超过设计值（如DNBR）。

（2）对于PCMI导致的燃料包壳失效，燃料径向平均焓值限值与氧化层厚度相关，如图5所示。

（3）燃料径向平均焓值峰值低于230cal/g。

（4）燃料温度峰值低于对应熔点。

（5）由于燃料-冷却剂相互接触和棒爆裂产生的作用于反应堆压力边界、堆内构件和燃料组件的机械能量必须得到释放。

（6）燃料芯块、包壳碎片和燃料鼓泡均不会影响可冷却几何。

对于（5）（6），最保守的假设就是燃料包壳未发生失效。且为避免包壳高温氧化、脆化和熔化，包壳最高温度必须低于1482℃;对于包壳鼓泡和爆裂，利用环状应力进行评价，根据不同的包壳材料得到包壳温度相关限值。

2015年，NRC对于SRP4.2中的弹棒事故安全准则进行修正[7]，修正内容包括：

（1）零功率情况下，高温包壳失效的燃料平均焓值峰值与包壳内外压差的关系如图6所示。

（2）对于PCMI失效，峰值燃料平均焓升与包壳氢浓度的关系如图7（RXA包壳，完全重结晶包壳）和图8（SRA包壳，应力消除退火型包壳）所示。

（3）燃料中心区域的熔化区域必须小于10%，对于外围90%燃料区域，燃料温度峰值必须低于初始燃料的熔点。

2.2 法国

法国提出的弹棒事故安全准则：

（1）热点处燃料芯块平均焓，对于辐照过的燃料应低于200cal/g;

（2）即使燃料芯块平均焓值峰值低于上述限值，热点处燃料芯块熔化的份额也应限制在燃料体积的10%以内;

（3）热点处包壳的平均温度应低于包壳可能发生脆化的温度（对无氧化或极少氧化情况该温度为1482℃）;

2.3 日本

日本提出的燃料安全准则[5]：

（1）PCMI相关的燃料失效准则

由于RIA事故中不正常的瞬态引起的燃料焓升不超过这些限值。

（2）棒爆裂相关的燃料失效准则

棒内外压差<6kg/cm2：燃料平均焓值限值为170cal/g;

6kg/cm2=<棒内外压差<44.4kg/cm2：燃料平均焓值限值为随压差的线性函数，在6kg/cm2为137cal/g，在44.4kg/cm2为65cal/g;

44.4kg/cm2=<棒内外压差：燃料平均焓值限值为65cal/g;

（3）燃料平均焓值峰值必须低于230cal/g;由于燃料芯塊温度下降、Gd、Pu等影响，限值可能会发生变化。

2.4 瑞典

3 准则制定方法

制定弹棒事故下燃料安全准则包括两种方法：直接法与间接法。

直接法是通过实验结果直接限值的方法[8]。目前日本采用的安全准则限值便是由此获得。对于PCMI相关的安全准则限值，日本对于大部分已进行的实验结果（包括NSRR，CABRI等）进行整理，根据燃料是否失效确定燃料焓升与燃耗的限值关系，如图9所示。图上黑色实点表示模拟RIA实验中燃料破裂失效的状态点，空心点表示燃料未破裂失效的状态点，根据失效与未失效的状态点分布，最后给出如实线表示出来的燃料失效准则限值线。

對于高温下的燃料破裂失效，给出如图10所示的燃料焓值与燃料棒内外压差的关系图。实线表示NSRR实验中燃料组件样本是否失效的分界线，虚线表示最终确定的安全限值线。安全限值线与实验线之间的差异是考虑了实验中的不确定性（NSRR样本实验较少），以及事故中所应保留的裕量。

对于任何情况下的燃料失效形式，包括燃料融化、PCMI燃料失效、高温氧化脆化、断裂等，燃料焓值峰值不允许超过230cal/g，这是所有实验结果汇总后，根据状态点的分布规律得到的。

实际情况下由于室温、压力、温度、氧化和氢化程度等不同，很难直接利用实验确定失效限值与燃耗的关系，因此可以结合实验数据与分析评价，发展新的方法确定燃料失效限值，即间接法[8]。其中需要建立燃料行为分析方法，即利用计算程序分析弹棒事故中燃料的机械性能变化，如FALCON，SCANAIR和FRAPTRAN等。

间接法用于开发燃料失效限值准则，主要包括5个步骤，具体如图11所示：

（1）利用包壳材料的机械特性实验数据定义包壳脆性（利用CSED-临界应变能密度描述）与外表面氧化层厚度的关系。

（2）建立包壳氧化层厚度与燃料棒平均燃耗之间的关系。

（3）梳理步骤（1）和步骤（2）的关联性，确定CSED与燃料燃耗的关系，如图12所示，但是需考虑包壳脆性下降导致氧化物厚度累积和辐照损伤所带来的不确定性。

（4）计算弹棒事故下功率脉冲引入过程中，由于PCMI造成的包壳脆化特征值（应变能密度，SED）与燃料棒平均燃耗的关系，当SED大于该燃耗下的CSED，即认定燃料棒发生失效。其中，利用燃料行为程序计算运行工况与事故阶段燃料与包壳的机械性能随时间的规律。

4 结论

弹棒事故作为第IV类事故，在安全分析中具有重要意义。随着我国自主化燃料的成功研发，同样面临着弹棒事故的性能评价与相关准则的建立。本文对于弹棒事故的模拟实验、各国准则以及准则制定方法进行整理，对于我国自主化燃料的相关研究具有重要的实际价值与科学意义。

【参考文献】

[1]Jernkvist，L.O.，Massih，A.R.，Nuclear Fuel Behaviour Under Reactivity-Initiated Accident（Ria）Condition：State-Of-The-Art Report[M].Nuclear Energy Agency，OrganisationFor Economic Co-Operation And Development（OECD），2010.

[2]Bibilashvili，Y.，Goryachev，A.，Nechaeva，O.，Et Al.，Study Of High BurnupVver Fuel Rods Behaviour At The Bigr Reactor Under Ria Conditions：Experimental Results[C].Proc.NeaCsni Topical Meeting On Ria Fuel Safety Criteria，Aix-En-Provence，France，May 13-15，2003.

[3]Sasajima，H.，Fuketa，T.，Mori，Y.，Et Al.，Behavior Of Irradiated Pwr Fuel Under A Simulated RIA Condition.Results OfNSRR Test Mh-3[R].Research/Japan Atomic Energy Research Institute（Tokyo），1995，95：087.

[4]Papin J，Cazalis B，Frizonnet J M，Et Al.Synthesis Of CABRI-RIA Tests Interpretation[C].Eurosafe Meeting，Paris， France.2003.

[5]Fuel Safety Criteria In Nea Member Countries[M]，NEA/CSNI/R（2003）10.

[6]Ralph Landry.Technical And Regulatory Basis For The ReactivityInitiated Accident Interim Acceptance Criteria AndGuidance[M].1.2007

[7]Paul M.Cliffiord.Technical And Regulatory Basis For The Reactivity-Initiated Accident Acceptance Criteria And Guidance[M]，Revision 1.3.2015.

[8]R.Yang.Topical Report On ReactivityInitiated Accident：Bases For RiaFuel And Core CoolabilityCriteria[M].Epri.1002865，2002.