压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发

贾林胜，杨亚鹏，王任泽，冯宗洋，王 宁，刘一宁

(中国辐射防护研究院，太原 030006)

反应堆堆芯损伤评价是一项非常具有挑战性的工作。因为核事故应急时，往往事故进程复杂且不明确；事故监测仪器仪表处于高温、高压、高湿、高辐射的恶劣环境下，获取的监测数据不一定可靠，因此准确地进行反应堆堆芯损伤评价非常困难，而且几乎不现实。但大致相对保守地估算堆芯损伤状态及损伤份额，却是非常有意义，可为紧急应急防护行动提供技术支持。目前有多种反应堆堆芯损伤评价方法，本文采用了基于在线监测数据的评价方法。通过能反映堆芯状态的在线监测数据实时评价堆芯损伤状态，满足应急实时要求，也是目前各电厂主要使用的评价方法。考虑事故时获取的某一监测数据可能不准确，因此采用多个监测数据进行综合评价。同时，本文对该方法实现了软件化，可以快速直观地进行评价，方便应急工作者快速获取堆芯状态。

1 不同堆芯损伤评价方法对比

堆芯损伤状态的划分一般包括堆芯无损伤、包壳损伤和堆芯熔化。包壳损伤是指部分燃料棒包壳已经失效的一种堆芯状态，以致失效燃料棒间隙内的裂变产物释放到反应堆冷却剂系统[1]。堆芯熔化是指反应堆燃料或其他堆芯构件的大量熔化[2]。

目前堆芯损伤评价方法主要包括：(1)美国西屋公司的堆芯损伤评价导则(CDAG)[1]。该导则推荐基于固定式在线监测数据进行堆芯损伤评价，满足应急的实时要求。该方法主要基于堆芯热电偶读数(CETs)和安全壳辐射监测读数(CRMs)进行定性和定量评价。该方法增加了对燃料过热损伤状态判断，燃料过热损伤是指燃料芯块温度达到了裂变产物从燃料芯块基体快速释放到反应堆冷却剂系统的一种堆芯状态；但未对堆芯熔化进行判断，主要原因为：1)在燃料过热损伤阶段释放的裂变产物可以判定有严重的场外辐射风险；2)诊断堆芯熔化对电厂恢复策略的评估与实施不是必要的。(2)IAEA-TECDOC-955报告[2]推荐的几种评价方法，分别为基于堆芯裸露时间、基于安全壳辐射监测计读数和基于一回路冷却剂核素浓度的评价方法。这些方法主要参考了美国RTM96报告[3]；(3)西屋公司出版的CDAM报告[4]，该报告是基于核素取样进行堆芯损伤评价，取样对象主要包括一回路冷却剂、安全壳气体和安全壳地坑水。表1列出了不同方法的对比。

2 基于在线监测数据的实时评价

基于监测数据进行堆芯损伤评价，本文参考了CDAG导则，同时结合了不同事故特点和运行工艺特征。该方法将堆芯损伤状态划分为：堆芯无损伤、包壳损伤和燃料过热损伤。

表1 不同堆芯评价方法的比较Tab.1 Comparison of the different assessment methods

2.1 不同监测参数与堆芯损伤之间的关系

可判断堆芯损伤状态的监测参数主要包括：堆芯热电偶读数(CETs)、安全壳辐射监测计读数(CRM)、安全壳氢气浓度(CHs)、压力容器水位(RVLs)、热端温度(RTDs)和源量程读数(SRMs)。针对不同堆芯损伤状态，有些监测参数可用于定性定量判断，有些只能定性判断。表2列出了不同监测参数与堆芯损伤之间的关系。

本文采用CETs和CRMs对包壳损伤进行定量评估，并使用CETs、CRMs和CHs对燃料过热损伤进行定量评估，其他监测参数进行定性辅助评价。堆芯损伤时，RVLs应低于堆芯上板，RTDs应高于正常冷却剂饱和温度，SRMs应显著高于正常值。

表2 不同监测参数与堆芯损伤判断之间的关系Tab.2 The relation between monitoring parameters and core damage

2.2 基于CETs进行定量评价

CETs是最直接反映堆芯损伤状态的参数，因此利用该监测参数进行定量评价是首选的方法。但需注意，当燃料持续过热损伤，堆芯温度达到1 200 ℃以后，有些CETs读数并不可靠，需要采取有效的CET或其他参数进行评价。CETs可以定量评价包壳损伤和燃料过热损伤，一般假定堆芯热电偶在堆芯中均匀分布，每个堆芯热电偶读数代表了附近的燃料状态。如果反应堆中有40个CETs，每个CET代表了2.5%的堆芯状态。对于燃料元件为锆包壳的压水堆，包壳破损对应的CET整定值，可参考严重事故入口条件取650 ℃；燃料过热损伤可参考CDAG取1 100 ℃。

2.3 基于CRMs定量评价

当一回路发生破口事故向安全壳泄漏时，CRMs的读数可以反映堆芯的损伤程度。泄漏量越大，CRMs读数越高，因此，CRMs读数在一定程度上可以反映堆芯状态。该方法可以定量评价包壳损伤和燃料过热损伤。基于单个CRM读数的评估公式可归纳为：

堆芯损伤份额=

当评价包壳损伤时，堆芯损伤是指包壳损伤；当评价燃料过热损伤时，堆芯损伤是指燃料过热损伤。100%堆芯损伤预期的安全壳辐射水平，是随时间变化的函数，且不同高低压状态、喷淋打开关闭状态，函数关系不同。该值的获取，一般先计算100%堆芯损伤释放到安全壳的源项Sc，然后通过蒙卡程序模拟或点核积分法估算该CRM位置处的辐射水平。源项Sc可以表示为:

Sc=堆芯积存量×100%堆芯损伤对应的释放份额

不同事故情景下100%堆芯损伤的释放份额，可参考CDAG推荐的释放份额。堆芯积存量，一般可以采用堆芯平衡循环寿期末的堆芯裂变产物。主要考虑的放射性核素包括：惰性气体Kr、Xe，碘和铯等。由于铯是长寿命的放射性核素，在反应堆运行时不易达到平衡，因此铯的堆芯积存量需要乘以其修正因子CFCs，其表达式为：

当反应堆发生安全壳旁通事故与蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故[5]时，一回路的水并未释放到安全壳中，导致辐射监测计的读数变化不大。因此该事故情景下，依靠CRMs来评估堆芯损伤将不准确，可使用CETs进行定量评估。

2.4 基于CHs的定量评价

当燃料过热损伤时，燃料包壳会发生锆水反应。随着损伤程度的加重，会有更多的氢气释放到安全壳中，所以CHs在一定程度上可以反映燃料过热损伤的严重程度。使用该参数，需要确定100%燃料过热损伤对应的安全壳氢气体积浓度(CH100%)。该整定值的确定，与安全壳喷淋状态、一回路系统高低压状态有关。利用CHs来评价堆芯状态可以表示为：

目前核电站配备有很多的氢合器，非能动氢合器在安全壳氢气体积浓度为1%～2%之间时，会自动启动工作，所以氢合器开始工作后，需要估算累计的氢消耗量，然后计算相应的安全壳氢体积浓度(CHconsumption)。在这种情况下，利用CHs进行评价可以表示为:

燃料过热损伤程度=

如果不考虑氢气复合器的作用，那么基于CHs的评价结果将会小于实际影响结果，造成评价结果并不保守。

2.5 评价流程

本文堆芯损伤评价过程的主要思路为，首先基于在线监测数据判断堆芯损伤状态，然后根据损伤类型选择合适的监测参数进行定量评价，最后进行辅助评价。评价流程图如图1所示。

图1 基于监测值评价堆芯损伤的流程Fig.1 Assessment process based on monitoring data

3 程序开发

开发了基于在线监测数据的堆芯损伤评价程序，该程序主要包括数据采集模块、物理计算模块和输出显示模块。图2显示了堆芯损伤评价的主界面，包括基本参数、监测数据、注水情况、CET简单布置图、压力容器液位指示五个区域。

该程序可根据实时获取的数据进行评价；未获取到实时数据时，可手动输入数据进行评价。CET简单布置图可显示每个CET的温度，且不同温度用不同颜色表示，通过颜色显示温度异常程度。压力容器水位指示状态，采用红色进行报警判断，主要包括对高于或低于压力容器上封头、热管段顶部、热管段底部、堆芯上板的判断。

图2 基于监测值评价界面Fig.2 Interface of based on monitoring data assessment

4 结论

本文通过不同堆芯损伤评价方法的对比，选择了基于在线监测数据进行堆芯损伤评价，主要基于CETs、CRMs、CHs这三种参数进行定量评价，其他参数进行辅助评价。本文还探讨了不同事故工况下，定量评价参数的适用条件；评价参数CRMs不适用于安全壳旁路事故或SGTR事故的评价；考虑了氢气复合器启动对评价结果的影响；实现了基于在线监测数据进行堆芯损伤评价的程序开发。

这篇论文的形成，需要感谢张建岗教授和杨亚鹏、王任泽、冯宗洋、王宁等核应急与核安全所同事。感谢张教授的方向与重要点提示；感谢同事们对某些技术点的讨论与交流。