基于RELWWER程序的WWER型核电厂燃料棒破损分析

杨德锋,肖小祥,张 晔,徐 敏

(1.中国核电工程有限公司,北京 100840;2.江苏核电有限公司,连云港 222042)

核反应堆运行过程中产生的裂变产物是一回路冷却剂源项的重要组成部分,对核电厂辐射防护设计、安全分析和环境影响评价具有非常重要的意义。在各类型压水堆核电厂的技术规范中,都明确地对一回路裂变产物 (主要是碘和惰性气体)活度浓度限值做出了规定[1,13]。

燃料棒包壳是裂变产物释放的第一道屏障,如果包壳的完整性受到破坏,裂变产物将直接进入反应堆冷却剂中,核电厂各主、辅系统中的放射性水平随之升高,有可能对核电厂工作人员造成额外的辐射照射,甚至危害核电厂的安全运行[2]。为实现对燃料棒包壳完整性的监测,需要对一回路冷却剂实施连续γ放射性测量,或定期对一回路冷却剂进行取样测量[3]。

本文基于RELWWER程序计算的WWER型反应堆一回路裂变产物比活度,通过分析运行核电厂一回路裂变产物活度浓度的实测值,给出燃料棒包壳破损情况的初步判断方法。

1 程序简介

WWER(也称VVER)反应堆核电厂的一回路裂变产物源项计算是利用RELWWER程序完成的。RELWWER是俄罗斯库尔恰托夫科学研究院专为WWER堆型开发的裂变产物源项计算程序,主要用于计算燃料棒包壳内部气空间中的裂变产物活度、带有净化系统的一回路冷却剂中的裂变产物比活度、净化设备中累积的裂变产物活度等[4]。

WWER型反应堆对燃料棒包壳破损的类型分为两种:气密性丧失;燃料芯块与冷却剂直接接触[5]。RELWWER程序中模拟的物理过程如下:燃料芯块中产生的裂变产物核素由芯块扩散至包壳内部的气空间,再通过燃料包壳在运行过程中出现的微裂纹 (气密性丧失)或明显破口 (燃料芯块与冷却剂直接接触)进入一回路冷却剂中。程序内部采用一套标准的参数来描述两种包壳破损模式下裂变产物核素迁移过程中的各个物理参数,这些参数都是由元件试验以及WWER型反应堆实际运行经验得到的。

2 程序计算结果

压水堆核电厂一回路冷却剂中的裂变产物核素主要有两个来源:一是在燃料芯块中裂变产生并释放到冷却剂中,二是由燃料棒包壳外表面的铀污染裂变产生。RELWWER程序中考虑的铀污染分为两部分:包壳外表面沾污铀和包壳、格架等结构材料 (锆合金)中的天然铀杂质。

燃料棒包壳外表面的铀污染是始终存在的。当堆芯中所有燃料棒包壳都保持完整时,铀污染是一回路冷却剂裂变产物核素的主要来源;一旦燃料棒包壳发生破损,一回路冷却剂中的裂变产物活度会明显升高。

为了给一回路冷却剂放射性测量结果提供足够的对照依据,需要综合考虑各种可能出现的工况,对具有代表性的工况进行计算分析。根据国际通用的燃料棒包壳破损识别方法,裂变产物活度计算考虑的核素主要包括碘、铯、惰性气体等[6,7]。

2.1 仅存在铀污染的工况

通常情况下,燃料棒包壳表面的铀污染量没有确定的数值。RELWWER程序的开发单位通过对比俄罗斯国内WWER反应堆核电厂的运行数据,给出了铀污染量的推荐值。此外,根据近年来国内外WWER型核电厂燃料包壳未发生泄漏时的测量数据,也可进一步对铀污染量做出修正。

经过计算,WWER燃料棒包壳表面的沾污铀量约为1.5×10-10kg·m-2,铀杂质的含量约为2×10-6kg·kg-1。在这样的铀污染水平下,燃料棒包壳无破损的WWER反应堆一回路冷却剂中,主要裂变产物核素的活度浓度的实测值和计算值见表1。

表1 燃料棒无破损时一回路裂变产物比活度实测值与计算值Table 1 Measured and calculated FP activities in primary coolant with no fuel clad defects

2.2 燃料棒出现气密性丧失的工况

压水堆堆芯中的燃料组件都是分批装卸的[8],对于采用4区换料方案的WWER堆芯,各批次燃料组件经历的燃料循环数为1、2、3、4,将经历1个循环的组件记为第1组,以此类推。根据这4组燃料组件的功率、燃耗等设计参数,分别计算每组有1根燃料棒出现气密性丧失的工况,结果见表2。

表2 1根燃料棒出现气密性丧失的一回路裂变产物比活度Table 2 FP activities in primary coolant from 1 fuel clad with gaseous leakage failure

对同一批燃料组件不同数量燃料棒发生气密性丧失的情况进行计算,以第1组 (即新燃料)组件为例,主要裂变产物比活度见表3。

表3 新燃料组件不同数量燃料棒出现气密性丧失的一回路裂变产物比活度Table 3 FP activities in primary coolant from various numbers of fuel rods with gaseous leakage failure in group 1

2.3 燃料芯块与冷却剂直接接触的工况

对于采用4区换料方案的WWER堆芯,分别计算4组燃料中有1根燃料棒出现燃料芯块与冷却剂直接接触的工况,结果见表4。

表4 1根燃料棒出现燃料芯块与冷却剂直接接触的一回路裂变产物比活度Table 4 FP activities in primary coolant from 1 fuel clad with direct contact of fuel with coolant failure

3 燃料棒包壳破损分析方法

3.1 数据筛选

RELWWER程序的计算结果主要用于辐射安全分析,出于保守性考虑,程序中的很多参数都选取了使最终结果偏大的数值。程序适用于稳态计算,燃料棒包壳破口的参数是固定不变的,计算结果是一回路冷却剂中各核素达到平衡状态时的活度。而核电厂实际运行过程中,反应堆功率、净化流量和净化效率、燃料棒包壳破口特征等条件可能都是随时间变化的,另外反应堆冷却剂裂变产物核素比活度测量值也存在误差,这些条件的不确定性导致程序计算值与实测值可能有较大差别。

为进行计算值与实测数据的对比分析,首先要对大量测量数据进行筛选,确定每个监测数据对应的反应堆运行状态,排除功率快速变化时的测量值、排除存在较大测量误差的值,将选定的代表反应堆稳定运行时的裂变产物比活度实测数据的平均值与RELWWER程序计算的数值进行对比。

3.2 判断是否发生破损

当堆芯中的全部燃料棒包壳都保持完整,一回路冷却剂中的裂变产物主要来自铀污染的贡献,放射性活度较低,见表1。一旦出现包壳破损的情况,冷却剂中的裂变产物活度会明显上升 (表2—表4)。综合考虑不同裂变产物核素的物理、化学形态,半衰期,测量难易程序等因素,结合程序开发单位的建议,选定131I活度作为判断燃料棒包壳是否发生破损的标准。

从表1的计算结果可以看出,燃料棒包壳无破损时,一回路冷却剂中的131I活度很低,约为102Bq·kg-1量级。与之对应,核电厂实际运行中的测量值往往低于仪表的探测下限,一般不超过103Bq·kg-1,与计算值相符。而即使只有一根燃料棒发生包壳破损时,根据表2和表4中的数据,131I活度最高也可达到104Bq·kg-1水平,与无破损时差异明显。因此根据131I实测活度的数量级,可初步判断堆芯中是否有燃料棒包壳发生破损。

此外在功率发生快速变化时 (例如停堆过程),碘和惰性气体活度是否出现明显的 “尖峰效应”,也是判断是否有燃料棒包壳破损的重要依据。

3.3 破损燃料棒燃耗分析

破损燃料棒的燃耗可根据一回路冷却剂中134Cs和137Cs比活度的比值粗略估计[9,7]。研究表明,燃料芯块中137Cs的放射性活度与燃耗成正比,而134Cs的放射性活度与燃耗的平方成正比,利用反应堆物理程序计算不同初始富集度燃料的134Cs和137Cs活度比值随燃耗的变化,如图1所示。

图1 燃料组件134 Cs和137 Cs活度比随燃耗的变化Fig.1 FA’s 134 Cs/137 Cs activity ratio versus burnup

可见134Cs和137Cs活度比值与燃料初始富集度关系不大,与燃耗关联紧密。根据RELWWER程序计算结果和核电厂运行经验,燃料组件无破损时,一回路冷却剂中的134Cs和137Cs比活度与破损后的比活度相比可忽略;另外燃料棒破损后,长寿命核素134Cs和137Cs向冷却剂释放的速率比较接近,则冷却剂中134Cs和137Cs比活度的比值可以反应燃料芯块中134Cs和137Cs的活度之比,进而估计破损燃料棒的燃耗,该燃耗值与包壳破损发生时的燃耗相当。不过,在多根不同燃耗的燃料棒同时发生破损时,用这一方法估计的燃耗很可能不准确。

3.4 判断包壳破损类型和数量

根据国外反应堆实验结果和国内外运行压水堆的运行经验数据,当燃料棒包壳发生破损时,破口尺寸对不同惰性气体核素 (Kr、Xe)和挥发性核素 (I、Cs)向冷却剂释放速率的影响是不同的[10],其差别主要在于核素寿命的长短。对于131I、133Xe等相对长寿命的核素,释放速率受破口尺寸影响较小,只要发生包壳泄漏,这些核素就大量释放到一回路冷却剂中;对于134I、135Xe等核素,在气密性丧失和燃料芯块与冷却剂直接接触两种破损模式下,释放到冷却剂的量会有较大差别。

程序开发单位的研究成果表明,WWER型反应堆一回路冷却剂中碘同位素活度的测量值比惰性气体核素活度测量值更具有代表性,测量精度也更高,因此本文以131I和134I两种核素为主,以其实测比活度判断包壳破损数量及破损类型。

冷却剂中131I活度与破损类型关系不大,从表3可以看出冷却剂中的131I比活度与破损燃料棒数近似成正比例关系,根据131I实测比活度与单棒破损比活度的比值,可初步估计破损棒数。从表2和表4中的数据可以看出,在气密性丧失和燃料芯块与冷却剂直接接触两种破损模式下,131I和134I活度的比值会有较大差别,在排除铀污染的贡献后,这两种核素比活度实测值的比例可明显反映出包壳破损类型。

除131I和134I的活度外,也可将其他重要裂变产物核素比活度的测量值与RELWWER程序计算值进行对比,进一步验证破损燃料棒的数量和破损类型。

3.5 燃料棒破损分级图

堆芯中不同位置的燃料组件经历的循环数不同,破损类型、破损数量也可能不同,对于出现了燃料棒破损的堆芯,上述条件的排列组合后可形成很多种工况,这为通过程序计算判断燃料棒包壳的破损带来一定难度。

为了便于燃料棒包壳破损分析,将所有可能出现的工况归类,根据RELWWER程序计算结果绘制成燃料棒包壳破损分级图。以第1组燃料 (即新燃料)为例,考虑破损棒数不超过2的情况,绘制的破损分级图如图2所示。

图2 新燃料棒破损分级图Fig.2 Fuel rod failure classification for group 1 FA

需要注意的是,图中131I和134I比活度的比值是去掉铀污染贡献后的结果。对于WWER型核电厂一回路冷却剂裂变产物比活度的实测值,可将131I和134I比活度按图2中横、纵坐标的物理意义进行处理,将对应点标记到图2中,根据标记点所在方框判断是否破损、破损数量及类型。

如果堆芯中不同批次燃料棒都发生破损,情况会更为复杂,需要利用RELWWER程序进行更多工况的模拟计算,逐一对比分析包壳破损情况。

4 应用实例

选取WWER核电厂某4个燃料循环的一回路裂变产物核素比活度测量值进行燃料棒包壳破损分析,4个燃料循环分别记为Cycle 1、Cycle 2、Cycle 3和Cycle 4。

经过数据筛选,4个燃料循环主要裂变产物核素平均比活度水平见表5。

表5 WWER核电厂一回路主要裂变产物核素比活度实测值Table 5 Average FP activity measurements in primary coolant for selected fuel cycles from WWER NPPs

4.1 破损判断

将各循环的数据整理成分级图中的坐标,以 “★”符号绘制在图中,见图3。

图3 Cycle 1-4在分级图中的位置Fig.3 FA failure classification for Cycle 1-4

从图3可以初步判断,Cycle 1和Cycle 2无包壳破损,Cycle 3有1根燃料棒发生燃料芯块与冷却剂直接接触,Cycle 4有2根燃料棒发生气密性丧失。

对于Cycle 3,134Cs与137Cs比活度的比值约为1.32,对照图1中的曲线,估计发生与冷却剂直接接触的燃料棒燃耗在25MWd/kg U-30MWd/kg U范围,属于第2组组件。由于第2组燃料组件与第1组组件的功率水平比较接近,且燃耗相对较低,其燃料棒破损分级图与新燃料组件的分级图 (即图2)相似,为方便不同循环的对比,Cycle3也在新燃料组件的分级图中显示。

对于Cycle 4,134Cs与137Cs比活度的比值约为0.89,对照图1中的曲线,估计发生气密性丧失的2根燃料棒燃耗在15MWd/kg U-20MWd/kg U范围,属于第1组组件。

4.2 工程验证

根据停堆后对燃料组件的检查,Cycle 3堆芯内84号组件发生了破损,该组件属第2组,组件平均燃耗为27MWd/kgU[11];Cycle 4堆芯共发现2个发生气密性丧失的燃料组件,平均燃耗分别为17.2MWd/kgU和16.9MWd/kgU[12]。这些信息均与4.1节的判断结果相符。

5 结论

本文基于RELWWER程序的计算结果,提出一种根据一回路裂变产物比活度测量数据判断WWER堆芯中燃料棒包壳破损情况的方法。利用本方法对WWER核电厂运行数据进行了分析,对比停堆后燃料组件啜漏检查的结果,证明本方法是可靠的。

当发现堆芯存在破损燃料组件时,本方法可在卸料之前对破损燃料棒所属批次进行预测,有利于更快地找到破损燃料组件,对于停堆换料方案的制定具有一定的指示作用[14,15]。不过,若堆芯中破损燃料棒数较多,尤其是破损燃料棒属于不同批次的组件时,本文所述方法的误差会增大,需要进一步根据其他信息,借助更多计算手段或测量手段进行判断。

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