秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

洪源平，叶国栋，潘泽飞（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）

秦山第二核电厂乏燃料水池失去冷却后最短响应时间分析

洪源平，叶国栋，潘泽飞
（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300）

摘要：全厂断电事故工况下，反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险。为避免反应堆乏燃料水池失去冷却事故工况的进一步恶化，使用ORIGEN－S程序计算了不同状态下从乏燃料水池失去冷却到乏燃料组件裸露的最短时间。结果表明，在最恶劣工况下，乏燃料组件裸露的最短时间为79．2h，该结果也被用于制定秦山第二核电厂的应急响应行动计划。

关键词：乏燃料水池；失去冷却；应急响应

正常工况下，反应堆乏燃料水池（简称乏池）通过反应堆乏燃料水池冷却和处理（PTR）系统进行冷却，以确保乏池内乏燃料组件的衰变热能及时导出，同时确保乏池温度不超过60℃。

2011年日本福岛核事故表明，在全厂断电事故工况下，PTR系统存在较大的停运风险。一旦停运，乏池将失去冷却，燃料组件的衰变热将使乏池持续升温至沸腾，乏池液位下降直至燃料组件在空气中裸露氧化并发生剧烈的锆水反应。锆水反应产生的氢气在燃料厂房大量聚集，可能导致氢爆的发生，危及燃料厂房的安全性和完整性。为避免乏池失去冷却事故工况的进一步恶化，本文计算核电厂在不同状态下从乏池失去冷却到燃料组件裸露的时间，从而为核电厂应急响应行动的制定提供技术支持。

1　乏池热工设计原则

1．1 正常运行工况

根据核行业标准EJ／T 719—92《压水堆核电厂燃料装卸和贮存系统设计准则》的设计要求，在正常运行工况下，当乏池内乏燃料组件的剩余热功率达到最大值时，用PTR系统的一个冷却系列冷却乏池，乏池水温保持低于60℃。

1．2 PTR系统可用事故工况

PTR系统可用事故工况下，当乏池内乏燃料组件的剩余热功率达到最大值时，用PTR系统的一个冷却系列冷却乏池，乏池水温保持低于80℃。用PTR系统的两个冷却系列冷却乏池，乏池水温保持低于60℃。

1．3 PTR系统不可用事故工况

PTR系统不可用事故工况下，应给出乏池内乏燃料组件的剩余热功率达到最大值时的乏池温升速率、乏池水温达到沸点温度的最短时间及乏燃料组件开始裸露的最短时间。核电厂应在乏燃料组件开始裸露前恢复乏池冷却能力或向乏池应急补水，也即核电厂从事故发生到燃料组件开始裸露的时间为该事故情况下要求的最短响应时间。同时，要求乏池应能满足PTR系统不可用事故后至少72h燃料不裸露。

2　乏燃料组件衰变热分析

2．1 计算方法

鉴于研究内容具有极强的专业性及发表文章语言的局限性，为使更多的国内读者及时了解竹藤研究前沿进展，本刊将及时跟踪GABR成果，对原文内容进行精简、提炼，以中文形式呈现给读者。本期介绍全球首次报道的棕榈藤基因组的情况。

反应堆停堆后，乏燃料组件热功率不会减少到零，而是保持有一定的剩余热功率。这部分热功率通常由3部分构成：1）剩余裂变产生的剩余热功率；2）俘获产物239U和239Np的衰变热功率；3）裂变产物和除239U和239Np之外的锕系元素的衰变热功率。

对于第1项，停堆后剩余裂变产生的热功率与堆芯中不同中子源产生的中子数有关，这些潜在的中子源来自以下几方面：缓发中子先驱核的衰变；锕系核素的自发裂变；（α，n）反应。根据文献［1］，在停堆后至少50s内，第1项是至关重要的；在停堆600s后，第1项与第2、3项相比相差至少1个数量级，因此可忽略。

对于第2项，乏燃料组件中锕系核素主要由堆芯中初始的重核核素吸收中子产生。对于第3项，裂变产物由堆芯可裂变核素裂变反应产生。二者在停堆后会持续发生衰变，同时伴随热量的持续释放，在停堆600s后，第2、3项成为构成乏燃料组件剩余热功率的主要来源。这部分剩余热功率的大小与停堆时刻锕系核素、裂变产物的数量有关，也与不同核素的衰变热特性有关。

为研究停堆后衰变热功率的变化及锕系核素、裂变产物的衰变热特性，采用国际通用燃耗与衰变热计算程序ORIGEN－S进行乏燃料组件的衰变热计算分析。ORIGEN－S的数据库包含了1 700多种核素，主要用于计算放射性核素的积累、衰变及各种处理过程后的核素组分变化。ORIGEN－S可计算并给出堆芯裂变产物、锕系核素和结构材料活化产物源项，其中包括核素的质量、活度、毒性、中子吸收率、裂变率、自发裂变中子、（α，n）反应中子、光子能谱以及堆芯衰变热等。

ORIGEN－S中放射性核素i的核密度随时间的变化率可由如下非齐次一阶常微分方程描述：

其中：Xi为核素i的原子数目；N为核素种类的数目；lij为核素j衰变后生成核素i的份额；λj为核素j的衰变常量；φ为平均中子注量率；fik为核素k吸收中子后生成核素i的份额；σk为核素k的能谱平均中子吸收截面；ri为核素i从系统中被除去的连续去除率；Fi为核素i的连续补充率。

对轻水压水堆而言，年换料模式是指机组连续功率运行一年后停堆，并将反应堆堆芯中部分已辐照的燃料组件卸出，同时重新装入部分新燃料组件的换料模式。秦山第二核电厂1号、3号、4号机组目前均为年换料模式。年换料模式的计算输入条件如下［1］：单个组件的功率为15．95MW；单个组件的铀装量为459．5kg；燃料富集度为3．7%；比功率为34．71 MW／tU；循环间隔为32d。年换料模式下乏池的衰变热功率计算结果列于表1。表1中，事故工况是指在正常贮存工况的基础上考虑机组发生异常需要立即将堆芯121组燃料组件全部卸出并移至乏池的工况，该工况对于乏池属于极限贮存工况。由表1可知，在年换料模式下，秦山第二核电厂乏池热负荷在极限贮存工况下约为6．913MW。

表1　 年换料模式下乏池的衰变热功率Table 1 Decay heat power of spent fuel pool for 12months reloading model

2．3 长循环换料模式下的最大衰变热功率

对轻水压水堆而言，长循环换料模式是指机组连续功率运行17个月后停堆，并将反应堆堆芯中部分已辐照的燃料组件卸出，同时重新装入部分新燃料组件的换料模式，该模式也简称为18个月换料模式。秦山第二核电厂2号机组即为长循环换料模式。长循环换料模式的计算输入条件如下［2］：单个组件的功率为15．95MW；单个组件的铀装量为458．02kg；燃料富集度为4．45%；比功率为34．82 MW／tU；循环间隔为32d。长循环换料模式下乏池的衰变热功率列于表2。由表2可知，在长循环换料模式下，秦山第二核电厂乏池热负荷在极限贮存工况下约为7．289MW。

表2　 长循环换料模式下乏池的衰变热功率Table 2 Decay heat power of spent fuel pool for 18months reloading model

3　乏池失去冷却后的响应时间分析

3．1 水温上升至沸点温度所需时间

使用ORIGEN－S计算得到不同工况下乏池的最大衰变热功率后，依据式（2）可计算出乏池在失去冷却情况下的最大温升速率，从而计算出乏池失去冷却后水温上升至沸点温度所需时间。其中，水的沸点温度按照1个标准大气压（1×105Pa）进行计算（正常情况下乏燃料厂房内会维持约60Pa的负压，此处忽略不计）。

∑Pi＝cVρΔt（2）

其中：Pi为单根乏燃料组件在某一时刻的衰变热功率；∑Pi为某时刻的乏池总衰变热功率；c为当前温度下水的比热容；V为乏池总的水容积，设计值为1 260m3；ρ为水的密度；Δt为温升速率。

年换料模式和长循环换料模式下乏池温升的计算结果列于表3、4。由表3、4可见：秦山第二核电厂乏池在极限贮存工况下失去冷却时，在年换料模式下，约14．8h后乏池水温升至沸点温度；在长循环换料模式下，约14h后乏池水温升至沸点温度。

表3　 年换料模式下乏池的温升Table 3 Temperature increase of spent fuel pool for 12months reloading model

表4　 长循环换料模式下乏池的温升Table 4 Temperature increase of spent fuel poolfor 18months reloading model

3．2 乏燃料组件开始裸露时间分析

乏池在失去冷却后水温会不断上升至沸点温度，假设此时没有补给水源，则乏池水面会因沸腾蒸发而不断下降，直至乏燃料组件裸露。

根据秦山第二核电厂乏燃料厂房设计参数，乏池池面标高为20 m，乏池池底标高为7．5m，正常运行期间乏池水位为19．5m，乏池表面积为107m2，乏燃料组件高度为4．06m。因此，乏燃料组件上方的水体积为849．58m3。取水的汽化潜热为2 087kJ／kg，根据以上参数和乏池失去冷却后水温上升至沸点温度所需时间，可跟据式（3）计算得到乏池在失去冷却且没有水源补充情况下乏燃料组件开始裸露的最短时间。

其中：t为乏燃料组件开始裸露的最短时间；r为水的汽化潜热；V′为乏燃料组件上方的水体积。

年换料模式和长循环换料模式下乏燃料组件开始裸露时间的计算结果列于表5、6。由表5、6可见：秦山第二核电厂乏池在极限贮存工况下失去冷却时，在年换料模式下，最短约83．6h后乏燃料组件才开始裸露；在长循环换料模式下，最短约79．2h后乏燃料组件才开始裸露。

表5　 年换料模式下乏燃料组件开始裸露时间Table 5 Exposed time of spent fuel assemblyfor 12months reloading model

表6　 长循环换料模式下乏燃料组件开始裸露时间Table 6 Exposed time of spent fuel assemblyfor 18months reloading model

4　结论

1）根据上述分析，秦山第二核电厂乏池如果发生失去冷却且没有水源补充的超设计基准事故，则在乏池正常贮存的工况下，年换料模式和长循环换料模式的最短响应时间分别为298．8h和259．1h；在乏池正常换料的工况下，最短响应时间分别为124．9h和120．2h；在事故工况下，最短响应时间分别为83．6h和79．2h。以上结果可作为核电厂后续应急响应行动的制定依据。

2）在最极端的超设计基准事故工况下，即在反应堆正常功率运行时因突发事故需要将反应堆堆芯121组燃料组件卸入乏燃料水池进行处理，同时叠加乏燃料水池冷却和处理系统故障不可用，并且乏燃料水池无其他补充水源的情况下，乏燃料组件会在事故发生约79．2h后开始裸露，但仍满足事故后72h燃料不裸露的原则。

参考文献：

［1］ 闫新龙，谭怡．秦山第二核电厂3／4号机组提高富集度论证堆芯衰变热（B＋C项）计算报告，QSEFE－410300－BG01A［R］．成都：中国核动力研究设计院，2010．

［2］ 魏述平．秦山第二核电厂3／4号机组长燃料循环论证堆芯衰变热（B＋C项）计算报告，QS650LFCP34TARSR005［R］．成都：中国核动力研究设计院，2012．

Minimum Response Time Study of Spent Fuel Pool Lost Cooling for Qinshan NPP－2

HONG Yuan－ping，YE Guo－dong，PAN Ze－fei
（CNNC Nuclear Power Operations Management Company，Haiyan314300，China）

Abstract：In the case of station blackout accident，the reactor spent fuel pool cooling system had a high risk to break down．In order to avoid the accident without the reactor spent fuel pool cooling going worse，the minimum time from the spent fuel pool lost cooling to the spent fuel assembly exposing was calculated by using the ORIGEN－S code．The calculation results show that the minimum time of the worst case is 79．2h，and the results are also used to establish the emergency response plan for Qinshan NPP－2．Key words：spent fuel pool；lost cooling；emergency response

作者简介：洪源平（1974—），男，浙江淳安人，高级工程师，从事核电厂反应堆运行及调试研究

收稿日期：2015－02－09；修回日期：2015－05－15

doi：10．7538／yzk．2015．49．08．1424

文章编号：1000－6931（2015）08－1424－04

文献标志码：A

中图分类号：TL327