49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析
张亚东;郭玥;吴园园;邹耀
【摘 要】The beyond design basis accident was analyzed to ensure safe operation of 49‐2 Swimming Pool Reactor (SPR) after design life .Because it’s difficult to use PSA method ,the unconditional assumed severe accidents were adopted to obtain a conserva‐tive result . The main conclusions were obtained by analyzing anticipated transients without scram in station blackout (SBO ATWS) ,horizontal channel rupture ,core un‐covering after shutdown and emergency response capacity .The results show that the core is safe in SBO ATWS ,and the fuel elements will not melt as long as the core are not exposed in 2.5 h in loss of coolant accident caused by horizontal channel rupture and other factors .The passive siphon breaker function and various ways of emergency core makeup can ensure that the core is not exposed .%为保证49‐2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行，需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价（PSA ）方法进行分析，所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）、水平孔道断裂和
停堆后堆芯完全裸露的事故，以及应急能力。结果表明：在全厂断电A T WS下堆芯是安全的；水平孔道断裂及其他因素造成失水时，只要2.5 h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化；非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2015(000)008
【总页数】5页(P1405-1409)
【关键词】49-2游泳池式反应堆;超设计基准事故;未能紧急停堆的预期瞬变;堆芯完全裸露
【作 者】张亚东;郭玥;吴园园;邹耀
【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413
【正文语种】中 文
【中图分类】TL364
福岛事故使人们更加关注超设计基准事故。当前研究堆的设计基准事故均通过设计和运行管理得到了预防，但对超设计基准事故由于设防的高成本而仅能做到有限的管理预防。49－2游泳池式反应堆（简称49－2堆）仅在2012年安全再审查时进行过全厂断电下未能紧急停堆预期瞬变（ATWS）的超设计基准事故分析。超设计基准事故的筛选与分析对评估49－2堆的安全特性和确定寿期非常有意义。本文筛选并分析全厂断电ATWS、水平孔道断裂、堆芯完全裸露等几个典型的超设计基准事故，得到保守的分析结果，并对49－2堆的应急能力进行评价。
对于49－2堆，筛选超设计基准事故与核电厂有区别。对核电厂来说一般将能造成堆芯熔化的事故，或将设计基准未考虑的多重故障，或超设计的外部事件引起堆芯恶化等事故界定成超设计基准事故。49－2堆在运行中随着安全分析技术的发展、运行事件经验和行业法规的逐步规范进行了较全面的安全分析。这些安全分析是参考其他堆的经验，在已发生或预判有可能发生的事件的基础上，进行归类整理、定量分析，即为设计基准事故［1］。由于49－2堆本身的固有安全性，超出设计基准的事故并不意味着堆芯会破损。由于49－2堆建堆时还
没有设备分级概念，系统和设备未进行符合目前标准的评定［1］，很难用概率安全评价（PSA）的方法来分析，所以目前难以参照核电厂概率安全评价方法对49－2堆进行多重故障分析。核电厂采用基于现实的或最佳估算的假设、方法和分析准则，而不必运用确定和评价设计基准事故时所采用的保守的工程方法来确定严重事故序列。而49－2堆固有安全特性好，可采取保守方法，即无条件假设最严重事故，如全场断电情况下ATWS或堆水池完全失水，然后分析这种无条件假设的最严重事故，得出一保守结果。
2．1 概述
49－2堆在满功率运行时全厂断电，应急冷却泵不能自启动，主泵失电并在惰转完成后马上转入流动逆转，建立自然循环冷却堆芯。同时，在ATWS情况下反应堆不能依靠控制棒下插停堆，只能通过燃料和冷却剂温度升高所引入的负反应性来降低堆功率，且随温度的升高，引入的负反应性使反应堆停闭，并使反应堆最终保持在次临界状态。用RELAP5计算全厂断电ATWS超设计基准事故下反应堆的临界和堆芯温度［2］。衰变热取ANS73标准的120%，冷却剂初始温度为314．15K，验收准则是：反应堆能停堆，燃料元件表面温度不超过熔化温度923．15K，燃料元件芯体温度不超过熔化温度924．15K（取镁的熔点）。
2．2 计算模型及结果分析
对49－2堆一回路系统进行节块划分（图1），能准确描述一回路的热工水力特性。
在失去外电源17s时，温度效应所引入的负反应性达最大值，反应堆功率持续下降（图2）。热通道燃料元件的表面温度和芯体的温度分别在10s和8s达到了最大，分别为407．54K和437．92K［3］，燃料元件不会熔化，热量能导出，堆芯是安全的，之后燃料元件表面温度和芯体温度持续下降（图3）。整个事故过程中堆水池作为热阱是足够的。所以，只要堆芯不失水，即使在全厂断电ATWS事故下49－2堆的堆芯也是安全的，即对49－2堆来说堆芯不失水非常重要。
假设外部因素引起水平孔道在水池内部切断断裂，水平孔道闸门处于全关闭状态，此时池水将通过闸阀与闸门间1mm的间隙向外泄漏。池水降至水平孔道下标高处将不再降低。计算得到从游泳池正常水位7．15m降至燃料元件顶部时所需的时间为57．2h，降至水平孔道下沿时所需的时间为73．2h［4］，有足够的时间采取补水和堵漏措施，尽量避免堆芯裸露。
令停堆前功率为3 500kW，全堆43盒元件共671根，根据ANS标准，49－2堆长期运行后，
停堆时间t＝57．2h和t＝73．16h的剩余发热为停堆前功率的4．32×10－3及4．163× 10－3，即平均每根元件棒的剩余发热功率分别为22．53W及21．71W。当水池水位降至堆芯顶部时自然循环流动停止，剩余发热的一部分靠堆容器内自然对流将堆芯容器中的水逐渐加热，另一部分通过自由液面上的蒸发传至上部空间。当堆芯中的水加热到100℃时，发生饱和式沸腾，剩余发热均用来产生蒸汽，蒸汽扩散到堆芯上部空间，即此时以汽化潜热的方式带走元件的剩余释热。保守的假定当水位降至元件顶部时，堆芯容器中的水加热至100℃。反应堆reactor游戏
当水位降至元件顶端时，其元件包壳和铀芯最高温度分别为103．8℃和103．9℃，失水速度约300kg／h。堆芯水位降至水平孔道下沿时，水位不再降低，这时元件有0．2m插入水中，有0．3 m裸露在空气中。插入水中的0．2m元件仍靠池式饱和沸腾传热产生蒸汽，而裸露的0．3m元件的剩余发热一部分通过铀芯和铝包壳向浸入水中部分元件热传导传热，另一部分是元件裸露部分向周围空气散热。堆芯裸露后元件最高温度在顶部，与元件裸露长度平方呈正比。裸露部分铀芯与元件包壳表面温差约0．1℃。裸露的铀芯顶部温度为392．7℃［4］，较水位降至元件顶端时高，但也不至于使燃料熔化。
4．1 剩余释热计算
用ORIGEN2程序计算了49－2堆的剩余释热。初始条件和保守假设如下。
1）堆芯按最大装载，即44盒燃料组件计算，共计690根燃料棒，计算初始均为新料。
2）运行功率为额定功率3．5MW。
3）炉料的运行方式是：满功率运行300d、停堆30d、满功率运行60d、停堆30d、满功率运行40d。满功率运行总释热不变时中间停堆时间越短，停堆前连续运行的时间越长，剩余释热就越大。49－2堆满功率运行约33d时需停堆换料，所以此计算剩余释热的条件是保守的。
4）计算终止的燃耗为30%，与49－2堆的实际平均燃耗约20%相比，由于裂变产物的增多，剩余释热是保守的。
4．2 燃料元件温度计算
在有内热源情况下，忽略燃料元件轴向和周向导热，铀芯中心温度为：
式中：Ta为空气温度；ql为线功率密度；ku为铀芯芯体热导率；kc为包壳热导率。
堆芯完全裸露后芯体所能达到的温度与停堆至堆芯完全裸露之间时间间隔有关，停堆至堆芯完全裸露之间时间间隔越长，芯体所能达到的最高温度越大（图4）。
在很保守的剩余释热计算下，只要长时间满功率运行停堆后2．5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化。即对于49－2堆，关键是保证停堆后2．5h内堆芯不能裸露。
5．1 49－2堆抗震能力

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