王燕萍 任春明 刘 余
（中国核动力研究设计院，四川 成都 610041）
【摘 要】随着燃料组件燃耗加深，燃料组件慢慢发生变形，当变形达到一定程度的时候将有可能导致控制棒组件不能完全插入堆芯，从而使得未停堆预期瞬态（ATWT）发生的概率大大的增加。ATWT的发生将会带来一系列严重的后果。进行了VVER-1000型核电站弹棒事故的ATWT分析，分析中考虑了保守的假设以及核电站实际运行经验的反馈。通过分析发现，当发生弹棒事故时，必须依靠停堆棒的引入反应性来满足反应堆的安全准则，仅仅依靠应急安注无法保证反应堆维持在安全状态下。
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关键词 VVER-1000；ATWT；弹棒事故
０ 介绍
随着燃料组件燃耗的加深，燃料组件慢慢发生变形，当变形达到一定程度的时候将有可能导致控制棒组件不能完全插入堆芯，从而使得未停堆预期瞬态（ATWT）发生的概率大大的增加。ATWT的发生将会带来一系列严重的后果。
对于发展进程比较慢的事故来说，反应堆安全可以依靠多普勒功率反馈、多普勒温度反馈和其他的应急措施来实现。但是对于发展进程较快的事故来说，仅仅依靠反馈和一些应急措施是无法保证反应堆安全的，那将会引起一系列严重的后果。
本文基于VVER-1000型核电站对弹棒事故进行ATWT分析，反应堆堆芯为混合堆芯，其组件类型为TVS-2M和TVL-2M（新组件）。
1 事故起因及事故描述
该事故是由于控制棒驱动机构耐压壳机械损坏，导致控制棒组件和驱动轴弹出堆芯外。这种机械损坏将导致正反应性的快速引入和堆芯不利的堆芯功率分布畸变。事故可能引起局部的燃料棒破损。若堆芯燃料组件变形导致控制棒组件无法完全下插至堆底，则导致ATWT发生。
发生ATWT时，应急注硼系统（JDH）是事故发生时唯一可用于缓解事故后果的措施。应急注硼系统时4*50%结构，即系统由4个独立和实体隔离的通道（或系列）组成。如果一个通道处于检修状态，第二个通道发生独立的单一故障，则还有两个通道可以投入使用，执行规定的安全功能。
在发生ATWT事故时，JDH系统中的应急喷淋泵从还水箱中抽取40g/kg的硼酸容易沿一回路应急注硼管线注入KBA系统上充总管，继而进入一回路四个环路主泵入口，以求实现安全停堆并且将反应堆引入次临界状态。
本文只对反应堆热工水力情况进行研究，不涉及放射性后果的研究。
2 安全准则
下述准则为弹棒事故分析安全准则，而并非ATWT准则。
准则1. 反应堆冷却剂系统和蒸汽管道内的压力应该低于设计值的115％也即分别不超过20.24和9.02MPa。
准则2. 任一事件将不能导致更为严重的电站状态（例如，预计运行事件不能导致事故，而事故在无附加非相关故障的情况下不导致较严重的事故）。
准则3. 反应堆冷却剂系统保持在安全状态，即提供短期和长期的堆芯冷却。
准则4. 反应堆冷却剂系统和SG蒸汽管道的压力保持在低于考虑了可能的脆裂破损和延性变化所允许的设计限值。
准则5. 应该满足下述堆芯应急冷却准则：
●事故条件下达到的最高包壳温度不超过1200℃；
●包壳局部氧化深度不超过包壳初始厚度的18％；
●由于燃料棒包壳隆起、破裂以及燃料组件其它部件和堆内构件变形，燃料组件内冷却剂流道不应该被阻塞以致失去冷却能力；
●不容许控制棒熔化，控制棒在堆内的移动不应该受到燃料组件、控制棒及堆内构件变形的阻碍；
●燃料组件不同部件之间的相互作用不应该导致这些部件熔化；
●在包壳与冷却剂相互作用时产生的总氢量不应该超过最大可能量的1％，该值相当于燃料芯块周围的所有包壳与水发生完全反应且产生了ZrO2 （Zr+2H2O=ZrO2+2H2）。在分析实际的产氢量时，必须考虑导致产生氢的所有反应；
应该使堆芯达到安全状态，以便建立起使反应堆保持在次临界状态，事故后停堆和堆芯及堆内构件可拆卸状态下的冷却。
准则6. 如果沿任意一根燃料棒的轴向位置上的径向平均燃料棒焓超过963J/g UO2，便认为超过了燃料元件的最大破损极限。该焓的标定温度为23℃。
准则7. 在下述一个或几个条件下假设超过了燃料元件的安全运行限值：
●燃料棒发生偏离泡核沸腾（DNB）；
●沿任意燃料棒的轴向位置上的径向平均燃料焓高于586J/g UO2；
其它原因发生的燃料棒破损，包括如机械冲击或在内压作用下的隆起和破裂。
准则8. 卫生防护区（相应厂址围墙）外的居民在不采取个人防护手段的情况下受到的照射水平不达到技术任务书中对设计基准事故规定的限值。
3 计算程序与分析假设
3.1 计算程序
分析中使用相应的热工水力分析程序，用于计算瞬态和事故条件下VVER反应堆电站冷却剂系统和蒸汽发生器的热工水力参数变化。程序数学模块包括所有主要设备的描述——反应堆、蒸汽发生器、稳压器、反应堆冷却机泵、主冷却剂管道、安全系统、控制系统保护和连锁。
3.2 假设
表1中给出了详细的计算假设。
在本文的弹棒事故ATWT分析中，未考虑停堆棒引入的负反应性，也未考虑在分析中叠加丧失厂外电。停堆后JDH泵启动的时间延迟为4s。浓硼水将在30s内注入堆芯。
JDH流量为4kg/s。硼酸浓度为 40gH3BO3/kgH2O，其温度为70℃。
反应堆保护如下所示：
4 计算结果
弹棒事故中发生ATWT时，仅仅依靠反应堆自身的反馈，无法保证反应堆的安全，如下图2-图4所示部分参数随时间的变化情况，最大包壳温度、最大燃料温度和燃料最大径向焓值均超出了安全准则限值。
为了满足安全准则的要求，并清楚了解各初始参数对弹棒事故ATWT的影响，本文进行了多项敏感性分析，涉及的参数主要有初始功率水平、FQ、停堆棒引入的负反应性等。
敏感性分析结果如表3所示。
上述的敏感性分析结果表明，对于弹棒事故ATWT，如要满足事故分析的安全准则，必须依靠停堆棒引入的负反应性来限制恶劣的事故后果。JDH系统启动的时间延迟以及硼酸注入堆芯所需的30s相对于弹棒事故进程来说过于缓慢，无法有效缓解事故后果，因此停堆棒引入的负反应性对于缓解事故后果是至关重要的。
5 结论
通过本文的分析，对于弹棒事故ATWT，如要满足事故分析的安全准则，必须依靠停堆棒引入的负反应性来限制恶劣的事故后果，仅仅依靠JDH系统无法保证反应堆安全。
［责任编辑：汤静］