核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发

李文静，马如冰，唐景宇，赵 博，付霄华

（中国核电工程有限公司，北京100840）

三哩岛事故发生以后，为了解核电厂在严重事故下的损伤情况，美国核管会在NUREG-0737中提出需对核电厂堆芯损伤程度进行评价，并将其作为颁发执照和许可证的一项要求［1］。日本福岛核事故的发生也再次表明，应急响应组织需要对事故后电厂损伤状态进行及时准确地判断，从而做出正确决策并采取合适的应急行动。可见，核电厂堆芯损伤状态是应急事故处理和缓解以及应急防护行动决策的重要依据，堆芯损伤评价程序的开发对核电厂应急辅助决策具有重要意义。

我国核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》（HAD 002／01-2010）规定，在应急计划中对堆芯损伤评价的方法和模式应当有相应说明［2］。《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》要求在“十二五”末建成核电机组事故工况下堆芯损伤状况的实时评价专家系统。因此，开发堆芯损伤状态评价系统也是满足国家相关法规要求的重要工作。

本文将以福清核电厂为示范，重点介绍适用于该电厂的堆芯损伤状态评价方法，并对开发的堆芯损伤评价软件进行简要说明。

1 堆芯损伤评价研究现状

在NRC提出堆芯损伤评价要求之后，西屋公司开展大量的堆芯损伤评价分析工作，并在1984年提出事故后堆芯损伤评价方法（CDAM）［1］。该方法主要通过事故后取样系统（PASS）评价堆芯损伤的状态和程度。由于取样的延时性，该方法不能实时反映堆芯的状态，因此不能有效地支持应急响应决策。

1999年，西屋公司在CDAM基础上开发新的堆芯损伤评价导则（CDAG）［1］。该导则首先利用堆芯出口热电偶温度（CET）和安全壳辐射剂量率（CRM）两个主要测量参数评价堆芯损伤状态和损伤份额，再利用辅助测量参数来确认堆芯损伤状态的合理性。它根据反应堆固定装置测量参数来诊断堆芯损伤状态并评价堆芯损伤程度，可以提供较为及时准确的堆芯损伤评价。

美国核管会的RTM-96报告中建议使用堆芯裸露时长、安全壳辐射水平、冷却剂活度以及氢气浓度对堆芯损伤程度进行评价［3］。其中，欠冷度裕量和压力容器水位可以用于确定堆芯裸露的起始时间。

法国IRSN提出用于评价事故发生时压水堆核电厂状态的3D／3P方法［4，5］。它通过对核电厂三道屏障循环诊断和预测，得到电厂损伤状态以及释放源项。该方法中对第一道屏障（即燃料包壳）完整性的诊断即为本文中所述堆芯损伤评价，它所选用的参数为堆芯出口热电偶温度、安全壳辐射剂量率以及烟囱流出物的放射性水平，其中，烟囱流出物的放射性水平具有一定延时性。

此外，国际原子能机构（IAEA）的报告TECDOC-955中也给出了一种堆芯损伤评价方法［6］。该报告认为堆芯损伤程度与堆芯裸露时间相关，根据堆芯活性区的水位指示、辐射水平的显著增加以及PWR欠冷度裕量的变化可以计算出堆芯裸露时间。此外，安全壳监测器的读数以及冷却剂取样同位素浓度也可作为堆芯损伤评价的依据。该评价方法快速、简单，但精度不高。

因此，当核电厂发生可能造成堆芯损伤的事故后，可根据核电厂内监测系统的实时测量参数，对反应堆堆芯所处的状况进行相对及时、准确的判断。需要说明的是，目前国际上使用的各种评价方法所选用的参数基本一致。由于西屋公司开发的堆芯损伤评价导则应用较广且使用较为方便，本文主要参考该导则，并综合考虑其他分析方法，开发了适用于我国在建和运行压水堆电厂的堆芯损伤评价导则以及相应评价程序。

2 堆芯损伤评价方法

在开发堆芯损伤评价方法时，首先根据选定测量参数对堆芯损伤程度和份额进行判断和计算；然后将该结果作为输入，一方面计算向环境释放源项，为事故后果评价提供源项输入；另一方面为应急状态的确定以及进入相应应急状态后电厂及相关部门应采取的行动提供建议。

2.1 堆芯损伤评价

本方法主要针对事故早期的应急响应行动，由于大部分惰性气体和挥发性裂变产物在燃料过热阶段基本释放完毕，而堆芯熔化过程中释放出的少量非挥发性裂变产物对场外防护行动的影响较小，故将堆芯损伤状态划分为三类：无堆芯损伤（状态0）、燃料包壳损伤（状态1）和燃料过热损伤（状态2）。

考虑到福清核电厂的设计特征，选取堆芯出口热电偶温度（CET）和安全壳辐射剂量率（CRM）作为评价堆芯损伤状态的主要参数。

CET在一定程度上能够反映堆芯燃料温度，当CET超过状态i（i=1，2）对应的整定值温度后，可认为堆芯处于状态i。福清电厂共有40个堆芯出口热电偶，其中38个用于测量燃料组件出口冷却剂温度，如图1所示［7］。假设其分布均匀，则可近似认为每个CET反映1／38堆芯的损伤情况。

图1 堆芯出口热电偶布置Fig.1 Distribution of thermocouple at the core exit

严重事故分析显示，堆芯出口温度还与反应堆冷却剂系统压力直接相关。故堆芯损伤份额定量计算公式可表示为：

式中：i=1，2，当i为1时表示燃料包壳损伤，i为2时表示燃料过热损伤；k=0，1，当k为0时表示一回路低压，k为1时表示一回路高压。

福清核电厂安全壳辐射探测器为安全壳γ剂量率监测仪，共有两个，布置于安全壳内不同位置。当堆芯损伤且一回路破口情况下，安全壳辐射剂量率与堆芯损伤程度正相关。假设堆芯损伤份额与安全壳辐射剂量线性相关，同时考虑一回路压力高低及安全壳喷淋系统是否运行的影响，则堆芯损伤份额定量计算公式可表示为：

式中：i=1，2，当i为1时表示燃料包壳损伤，i为2时表示燃料过热损伤；j=0，1，当j为0时表示安喷系统未运行，j为1时表示安喷系统运行；k=0，1，当k为0时表示一回路低压，k为1时表示一回路高压。

此外，根据两个主要参数确定堆芯损伤程度后，可利用辅助参数（包括一回路热段温度、反应堆压力容器水位、源量程计数率监测、安全壳氢气浓度）对结果的合理性进行确认，若不一致，需给出可能导致结果存在差异的原因。

2.2 源项计算

放射性物质最初主要存在于燃料芯块以及芯块和包壳之间的间隙中，当堆芯发生损伤后，放射性物质从破损的包壳进入到一回路中。若一回路存在破口，则放射性物质将进一步进入到安全壳中，并最终从安全壳泄漏到环境当中。在定量计算的过程中，可预先计算100%燃料包壳／过热损伤时对应的安全壳内源项Sc，然后根据当前的堆芯损伤份额K（t）以及安全壳的泄漏率V（t），保守计算释放到环境的源项SE（t）：

若发生SGTR事故，则保守认为放射性物质直接通过二回路释放到环境中。在判断堆芯损伤状态及份额时，由于安全壳被旁路，安全壳内监测参数CRM不再有意义，故只选用CET作为评价参数。在计算源项时，可预先计算100%燃料包壳／过热损伤时对应的一回路内源项Srcp，然后根据当前的堆芯损伤份额K（t）以及一回路向环境的泄漏率V0（t），保守计算释放到环境的源项SE（t）：

2.3 应急响应

我国核电厂的应急状态分为四级，即：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急。

在得到堆芯损伤状况后，可根据特定电厂场内应急计划中相关的应急行动水平（EAL），宣布进入相应的应急状态，以便采取合适的应急响应行动。但是国内目前尚未将堆芯损伤份额作为EAL的一部分，故在软件开发的过程中，暂时参考NUREG-0654中所给建议［8］。即：

（1）若30min内燃料包壳损伤率增加0.1%以上，则建议进入应急待命状态；

（2）若30min内燃料包壳损伤率增加1%以上，或总的燃料包壳损伤份额达到5%，则建议进入厂房应急状态。

此外，事故发生后核电厂场区边界处人员所受剂量也是EAL的组成部分［9，10］。本方法可根据堆芯损伤状态确定事故源项，电厂可以将该源项作为输入，再结合释放期间的实际气象条件，计算出场区边界人员的有效剂量以及甲状腺剂量，与相应的EAL进行比对，从而确定是否进入场区应急或场外应急状态。

3 堆芯损伤评价软件开发

在前面所述堆芯损伤评价方法的基础上，以JavaEE技术为核心，初步开发了相应的堆芯损伤评价软件。软件各功能点都基于JavaEE构建，并通过B／S模式为用户提供服务。堆芯损伤评价软件分为参数输入、计算和显示三大模块，如图2所示。

在输入模块中，共设置了两个接口模块，可与不同的数据源相连接。当以电厂实时监测数据作为数据源时，该软件可以用于实时监测电厂堆芯损伤状态、评估事故源项并为应急决策提供支持；当以模拟输入数据作为数据源时，该软件还可以满足电厂应急演习需求。

计算模块为软件的核心模块，通过前文所述逻辑算法以及针对于特定电厂的整定值和相关参数，经过计算可以得到堆芯损伤状态及份额、向环境释放源项以及建议的应急状态和应急响应行动等信息。

显示模块既可为用户展示堆芯损伤评价中输入参数的实时变化情况，又可对堆芯损伤状态及份额、建议行动项以及提示信息等进行显示。此外，用户还可以利用界面上的功能按钮对历史信息进行查询、对源项进行评估、对整定值进行维护等。图3为某模拟输入情况下堆芯损伤监控的主界面示例。点击图中“损伤回溯”按钮，可以对输入、输出参数进行历史曲线查询。点击“源项计算”按钮，即可进入源项模块进行相关设置和计算。此外，还添加了人工录入功能，用于电厂实时监测数据不可用情况下进行人工输入及相关计算。

为了满足不同用户的使用需求，软件还设置了用户权限管理功能。用户可以用不同的用户名进行登录，每个用户名对应于不同的操作权限，从而更好地对软件进行使用和维护。

4 结论

核电厂堆芯损伤状态评价对事故状况下核电厂的应急决策具有重要意义。本文在国际上堆芯损伤评价方法研究的基础上，初步开发适用于我国在建和运行压水堆核电厂的堆芯损伤评价方法及软件。该方法和软件可以对事故情况下堆芯损伤状态及份额、向环境释放的源项以及应急状态进行评估，从而有效支持核电厂的应急决策，进一步提高核电厂的安全水平。在后续工作中，本课题还将进一步对堆芯损伤评价方法和软件进行改进和完善。

图2 软件模块划分Fig.2 Partition of software module

图3 堆芯损伤评价软件主界面Fig.3 Main interface of the core damage assessment software

［1］ Robert J.Lutz，Westinghouse Owners Group Core Damage Assessment Guidance［R］.WCAP-14696-A.1999.

［2］ HAD002／01-2010.核动力厂营运单位的应急准备和应急响应［S］.2010.

［3］ NRC.Response Technical Manual［R］.RTM-96.1996.

［4］ IRSN.Method of Plant Status Assessment in the Case of an Accident Affecting a Pressurized Water Reactor：Method 3D／3P［R］.2002.

［5］ 杨玲，林树谋，等.大亚湾核电站应急状态下的事故评价［J］.辐射防护，2004，24（3-4）.

［6］ IAEA.Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions during a Reactor Accident［R］.IAEATECDOC-955.1997.

［7］ 福建福清核电厂1、2号机组系统手册［R］.2010.

［8］ NRC.Criteria for Preparation and Evaluation of Radiological Emergency Response Plans and Preparedness in Support of Nuclear Power Plants［R］.NUREG-0654.1980.

［9］ 施仲齐.核或辐射应急的准备与响应［M］.北京：原子能出版社，2010.

［10］ 王醒宇，康凌等.核事故后果评价方法及其新发展［M］.北京：原子能出版社，2003.