船用堆包壳破损状态下运行安全研究*

王 伟 陈玉清 傅晟威 于 亮

（1.海军工程大学核科学技术学院 武汉 430033）（2.92730部队 三亚 572000）

1 引言

燃料元件包壳出厂时难免存在制造工艺上的缺陷，且长期处于高温、高压、高放射性、热应力等诸多恶劣条件下［1］，随着服役时间的增加，材料的老化、磨损更是不断加剧。区别于电站堆，船用堆工况变换频繁，且受海洋条件的影响［2～3］，水力扰动和热应力变化更加频繁和剧烈，大大增加了燃料包壳破损的风险［4～5］。燃料元件破损发生后，只要回路放射性达到安全运行的要求，就存在破损状态下继续功率运行的可能性［6～8］。国内对于燃料元件包壳破损的研究主要关注于核电厂燃料元件破损率的检测［9～10］，对燃料包壳破损状态下的运行安全问题研究较少。本文利用热工水力分析程序RELAP5/MOD3.2建立了破损燃料元件的仿真计算模型，进而对包壳破损状态下的运行安全问题进行研究。研究结果有利于操纵人员准确的掌握和判断包壳破损状态下反应堆的运行状态，确保反应堆在运行限值内安全运行。

2 燃料棒破损分析建模

2.1 堆芯控制体模型

文章研究包壳破损状态下的运行安全问题，研究的前提为破损元件气隙较长时间直接与冷却剂搅浑，可以认为气隙中的不可凝结气体（氦气和气态裂变产物）已经完全释放到冷却剂中，气隙被蒸汽（功率运行时）或水（停堆时）填充，且在破口处达到流量动态平衡，此时破损元件的传热情况与刚发生破损时差异较大。图1（a）为燃料元件包壳破损模拟RELAP5堆芯控制体模型，图1（b）为破损燃料元件单通道模型（b）。图中200、203代表堆的进出口，冷却剂经201接管以恒定流量流入堆芯，143为单根燃料棒的平均冷却剂通道，144为破损燃料元件的气隙空间，与它相邻的燃料芯块和包壳分别用两组热构件表示。用1个阀门连接气隙和冷却剂，来模拟包壳表面出现的破口。

图1 破损燃料元件分析RELAP5模型

2.2 堆芯功率分布

在模拟燃料元件破损时，堆芯燃料元件热量分布是堆芯安全特性分析的重要输入参数，反应堆在相同的运行历史条件下，同一破损位置的径向功率分布相同，对安全影响的差异性主要由轴向功分布决定。燃料元件的轴向功率功率分布按照寿期初、中、末堆芯功率分布情况计算，图2为堆芯不同寿期轴向功率因子分布曲线。

图2 堆芯不同寿期轴向功率因子分布

2.3 破损燃料棒气隙传热模型

选取的运行工况分别为满功率工况、90%额定工况、40%额定工况、30%额定工况。针对选取的四种工况分别计算热管或平均管包壳发生破损的情况下，包壳气隙内气、液两相分布情况，计算结果见表1。可见，反应堆在40%额定工况以上运行时，破损包壳气隙内充满了水蒸汽；30%额定工况运行时，在堆芯归一化高度0.06以下的位置，充满了液态水，堆芯归一化高度0.06以上的位置充满了水蒸汽。

表1 不同工况下燃料包壳破损后气隙内气、液两相分布情况（额定运行压力）

结合表1的计算结果，对破损燃料棒气隙传热进行建模，为了确保建立的模型在燃料包壳破损状态下运行安全分析的保守性，建模基于以下三点假设。

1）流体对流换热系数大于导热系数，不考虑气隙内水蒸汽的轴向对流换热作用，仅考虑气隙导热［11～12］；

2）保守考虑，选取一回路正常运行下限压力下气隙内水蒸气可能出现的最小热导率70.5105×10-3w/（m.s）作为包壳破损后的气隙热导率；

3）不考虑过热蒸汽条件下芯块表面与包壳内表面的辐射换热作用；

4）不考虑包壳破损位置冷却剂搅动带来的元件径向导热强化。

3 包壳破损运行安全分析

在进行包壳破损状态下运行安全分析时，运行安全的判别标准为燃料芯块中心温度不超过其熔点。安全限值按运行寿期的不同选取如下：寿期初时确定温度限值为2800℃，寿期末时确定燃料芯块中心温度限值为2590℃；寿期中燃料芯块中心温度限值取寿期初和寿期末的均值2695℃。分别研究了不同运行寿期、不同运行功率及不同包壳破损位置对运行安全的影响。

3.1 运行寿期对运行安全的影响研究

假设反应堆满功率运行，传热管破损位置为反应堆内燃料包壳的热管，分别对反应堆运行寿期初、寿期中及寿期末三种运行工况进行计算分析，从而研究包壳破损状态下反应堆的运行寿期对运行安全的影响。

结合表2和图3可见，燃料包壳在破损状态下的运行安全受到运行寿期的影响，满功率运行条件下热管破损时，寿期初燃料芯块中心温度最大值突破了燃料芯块熔点2800℃的温度限值，燃料元件将发生烧毁；运行达到寿期中时，燃料芯块中心温度最大值为2655.4℃，比运行限值2695℃低39.6℃，寿期末时，燃料芯块中心温度最大值为2428.2℃，比运行限值2590℃低161.8℃。

表2 满功率热管破损燃料元件温度场

图3 满功率不同寿期热管破损燃料元件温度场

可见，即使在满功率条件下，热管发生破损，反应堆运行到中后期时，仍能保证运行安全，运行寿期越长，安全裕度越大；寿期中，热管燃料芯块中心温度最大值比运行限值低39.6℃，到寿期末，热管燃料芯块中心温度最大值比运行限值低161.8℃；而寿期初，热管破损将会突破运行限值，威胁到反应堆的运行安全。

3.2 运行功率对运行安全的影响研究

假设反应堆运行在寿期初阶段，传热管破损位置为反应堆内燃料包壳的热管，分别对满功率、90%额定工况、40%额定工况、30%额定工况四种运行工况进行计算分析，从而研究包壳破损状态下反应堆的运行功率对运行安全的影响。

结合表3和图4可见，燃料包壳在破损状态下的运行安全受到运行功率的影响，满功率运行条件下热管破损时，寿期初燃料芯块中心温度最大值突破了燃料芯块熔点2800℃的温度限值，燃料元件将发生烧毁；90%额定功率运行条件下热管破损时，燃料芯块中心温度最大值为2682.6℃，比运行限值低117.4℃；40%额定功率运行条件下热管破损时，燃料芯块中心温度最大值为1617.2℃，比运行限值低1182.8℃；30%额定功率运行条件下热管破损时，燃料芯块中心温度最大值为1216.5℃，比运行限值低1583.5℃。

表3 不同功率寿期初热管破损燃料元件温度场

图4 不同功率寿期初热管破损燃料元件温度场

可见，反应堆热管破损并处在寿期初时，满功率运行，将会突破运行限值，威胁到反应堆运行安全；若反应堆运行在90%额定功率以下，反应堆运行安全能够得到保证，运行功率越低，安全裕度越大。

3.3 破损位置对运行安全的影响研究

1）热管和平均管破损分析

假设反应堆满功率运行，分别对燃料包壳热管破损和平均管破损进行计算分析，从而研究燃料包壳破损位置对反应堆运行安全的影响。

结合表4和图5可见，燃料包壳在破损状态下的运行安全受到燃料元件在堆芯内破损位置的影响，满功率运行条件下破损位置位于热管时，寿期初燃料芯块中心温度最大值突破了燃料芯块熔点2800℃的温度限值，燃料元件将发生烧毁；满功率运行条件下破损位置位于平均管时，寿期初燃料芯块中心温度最大值为1852.2℃，比运行限值低947.8℃。

图5 寿期初热管、平均管破损燃料元件温度场

可见，反应堆寿期初满功率运行条件下破损位置位于热管时，燃料芯块中心温度将会突破运行限值，威胁到反应堆的运行安全；若破损位置位于平均管时，燃料芯块中心温度比运行限值低947.8℃，反应堆的运行安全能够得到保证。不难推测，破损燃料元件在堆芯内的位置直接影响到反应堆的运行安全，需要针对堆芯进行更加精细的区域划分，深入研究燃料元件在堆芯内不同位置发生破损后对运行安全的影响。

2）堆芯内不同位置燃料元件破损分析

按照堆芯径向相对功率分布由大至小的顺序依次将堆芯精细化分为八个区，分别为A、B、C、D、E、F、G、H八个区域，选择A区和B区两个区域进行研究，A区为热组件、B区为次热组件。

结合表5、图6和图7可见，寿期初满功率运行条件下破损位置位于A区（热组件）时，热组件内的热管破损，燃料芯块中心温度最大值突破了燃料芯块熔点2800℃的温度限值，燃料元件将发生烧毁；热组件内的平均管破损，燃料芯块中心温度最大值为2777.0℃，比运行限值低23℃。

图6 A区包壳破损燃料元件温度场

图7 B区包壳破损燃料元件温度场

表5 满功率运行A区和B区包壳破损燃料元件温度场

寿期初满功率运行条件下破损位置位于B区（次热组件）时，次热组件内的热管和平均管破损，燃料芯块中心温度最大值分别为2522.5℃和2378.8℃，分别比运行限值低277.5℃和421.2℃。

可见：1）反应堆在燃料包壳破损状态下寿期初满功率运行，破损位置位于A区（热组件）的热管，燃料芯块中心温度将会突破运行限值，严重威胁反应堆运行安全。若破损位置位于A区（热组件）平均管，运行安全裕度仅剩下23℃，紧急状态突破满功率运行状态将受到限制；2）破损位置位于B区（次热组件），即使破损发生在该区的热管，燃料芯块中心温度最大值仍比运行限值低277.5℃，运行安全能够得到保证；3）若堆芯其他区域包壳破损，反应堆运行安全能够得到保证。

4 结语

文章对正常运行工况下的包壳破损运行安全进行了研究，分别计算分析了运行寿期、运行功率及包壳破损位置对运行安全的影响，得出如下重要结论：

1）反应堆运行在满功率及其以下运行工况时，包壳破损位置只要不是发生在热组件的热管位置，反应堆的运行安全均能够得到保证。即使在满功率条件下，热管发生破损，反应堆运行到中后期时，仍能保证运行安全，运行寿期越长，安全裕度越大；寿期中，热管燃料芯块中心温度最大值比运行限值低39.6℃，到寿期末，热管燃料芯块中心温度最大值比运行限值低161.8℃；而寿期初，热管破损将会突破运行限值，威胁到反应堆的运行安全。

2）在满功率条件下，若破损位置位于热组件的平均管时，虽然能够保证运行安全，但是运行安全裕度仅剩下23℃，紧急状态突破满功率运行状态将受到限制。

3）反应堆运行在90%额定功率及其以下运行工况，反应堆的运行安全均能够得到保证，运行功率越低，安全裕度越大；以90%额定功率运行时，燃料芯块中心温度最大值比运行限值低117.4℃；以30%额定功率运行时，燃料芯块中心温度最大值比运行限值低1583.5℃。

4）反应堆正常工况下的运行功率限值可以根据包壳的具体破损位置做出选择。具体破损位置尚未确定时，建议寿期初不要超过90%额定功率，运行接近中后期时，在紧急状态下，可以突破90%额定功率的运行工况限制，最高可以在满功率条件下运行。