基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究

廖飞页，陈文虎，郭　超，贺东钰，陈　鹏

基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究

廖飞页，陈文虎，郭超，贺东钰，陈鹏

（中广核研究院有限公司，广东 深圳 518031）

为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果，基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型，根据该模型，分别对正常运行，正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源（SBO）和长期丧失电源叠加冷却管线破口（SBO+LOCA）所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明，乏燃料水池事故进程相对缓慢，有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后，将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说，电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外，在本文研究过程中，还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。

乏燃料水池；严重事故；ASTEC；氢气；裂变产物

乏燃料水池，主要用于存贮衰变过程中的乏燃料和装入堆芯前的一些新料。通常来说，乏燃料水池发生事故的风险比反应堆低几个量级[1,2]。因此，乏池安全相关的研究都集中在如何保证乏燃料的结构完整和水池空间是否足够的问题上[3]。2011年日本福岛核事故，燃料厂房发生氢气爆炸，即便最后证明氢气是来源于安全壳泄漏，而不是乏燃料裸露后产生的，但是乏燃料水池的安全问题引起了全世界的广泛关注，国际上开展了了大量的模拟、分析和总结工作[4-8]，并开始研究乏燃料水池的事故管理[9]。同时，国内也针对国内的机组特点进行了相应的分析工作[10-16]。此外，国家核安全局对在运的和新建的核电机组提出乏池实施状态监测和布置应急补水措施的要求，保证有能力应对极端工况[17]。由此可见，深入研究乏燃料水池的事故进程显得尤为重要。

目前，对于国内已有机组乏池事故的相关研究基本上都是基于二代核电厂的设计进行的，鲜有对于某型三代核电机组进行专门的分析。此外，国内公开发表的文献中的研究工具都是MAAP或者MELCOR程序，还未见使用ASTEC程序进行乏燃料水池事故模拟。本文使用ASTEC程序建立某型三代核电机组的乏燃料水池计算分析模型。重点分析正常运行，正常换料和异常换料三种不同运行模式下的长期丧失电源（SBO）和长期丧失电源叠加冷却管线破口（SBO+LOCA）事故进程和现象。分析结果将为乏燃料水池的事故管理提供策略基础。

1　ASTEC计算模型和假设

1.1　ASTEC软件及计算模型介绍

ASTEC是由法国IRSN开发的核电厂严重事故系统分析程序，由不同的模块组成，不同的模块针对不同的物理现象，如CESAR模块计算热工水力，ICARE模块计算堆芯进程和现象；CPA模块模拟安全壳内的热工水力行为；CONNECTI模块用于连接CPA和CESAR模块，计算之间的流动，如一回路破口的模拟；ELSA和SOPHAEROS程序包模拟裂变产物的释放和迁移等[18]。通过不同的模块组合来实现冷却剂升温、气化，燃料升温、熔化、迁移，氢气现象，裂变产物迁移等严重事故现象和进程的模拟。程序中的Sub-channel模型可以模拟乏燃料组件贮存在燃料小室的结构。此外，还有“N2催化Zr-Steam反应模型”可以模拟燃料厂房中空气进入燃料区域内加速Zr氧化的过程，在此过程中，N2作为催化剂参与Zr-Steam的反应，加速Zr的氧化产氢[19]。本次模拟中使用的版本是ASTEC2.1。

乏燃料水池的基本结构如图1所示，乏燃料水池的底标高为4.56 m（模型对应标高为0.0 m），格架顶部标高为8.985 m，正常运行水位在16.9～17.1 m，燃料操作平台的高度为18.3 m，平台上方为燃料操作大厅，乏燃料水池内的水体积为1265.8 m3。正常运行时，由反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统对水池进行冷却，保证乏燃料水池的温度低于50 ℃。

本文根据ASTEC程序的特点以及乏燃料水池和燃料操作大厅的几何结构特点建立乏燃料水池的分析模型。整体模型节点划分如图2所示。燃料操作大厅由CPA模块模拟，燃料水池水体区域（4.56～16.9 m）由ICARE模块模拟。在ASTEC程序中，ICARE模块无法与CPA模块直接相连，只有CESAR模块可以与CPA模块直接相连。由于乏燃料水池是由ICARE模块模拟，因此，要实现乏燃料水池侧壁面破口，只能通过建立中间CESAR控制体，通过ICARE-CESAR-CPA的方式连通。同样地，乏池水面到燃料操作大厅地面之间的区域（16.9～18.3 m）也需要使用CESAR模块模拟，才能实现乏燃料水池与燃料大厅的连通。

图1　乏燃料水池结构图

图2　燃料厂房整体节点划分示意图

乏燃料水池水体区域截面为方形结构，在ASTEC程序中无法直接体现。因此，在模拟过程中，保证截面积一致的原则将乏燃料水池水体区域等效成圆柱体。径向上，由内向外总共划分成6环（Channel 1～Channel 6），燃料和燃料格架包含在第一环到第五环内，第六环模拟燃料格架与乏池墙体之间的水体。轴向上总共划分28层。第1层（L1）为乏池底部到格架底部，第2层至第23层（L2～L23）为燃料格架区域，第24层到28层（L24～L28）为覆盖水层。节点划分如图3所示。

1.2　计算假设

根据乏燃料水池中乏燃料的装载状态，可以分为正常运行，正常换料，异常换料三种不同运行状态。通过输入乏燃料中各个核素的质量，ASTEC程序自动计算乏燃料的热量及衰减过程。其中，由于最近卸料批次的停堆后时间以及燃料组件数量的差异，三种状态下的最大衰变热功率存在差异，分别为正常运行4.695 MW，正常换料11.804 MW，异常换料13.918 MW。假设衰变热功率均匀分布在每个燃料组件中。

在本文分析过程中，发现衰变热在初始时刻有短暂地上升。初步分析和输入的堆芯积存量核素有关。具体原因还需要和程序开发商进行沟通了解。

图3　乏燃料水池水体区域节点划分示意图

为了避免燃料操作大厅压力过高，设置了燃料操作大厅到环境大气的排气口。当水池温度达到80 ℃时，排气孔自动开启。详细的工况假设参数如表1所示。

表1　工况假设参数表

2　计算结果及分析

不同运行状态下的各分析工况主要事故进程如表2所示。整体来说，乏燃料水池事故进程相对缓慢。工况6作为最恶劣的工况，乏燃料组件开始裸露的时间约为30.9 h，裂变产物开始释放的时间为41.9 h，水池完全蒸干时间为74 h。对于SBO+LOCA的工况（工况4～工况6），事故后1.06 h，水位从16.9 m下降到了破口位置14.1 m，因此，后续的升温和冷却水丧失进程相对SBO工况（工况1～工况3）更快。各工况水位变化如图4所示。

表2　严重事故进程

图4　乏燃料水池水位变化

图5给出了工况1～工况6的乏燃料水池水温的变化趋势，从图中可以发现，当乏燃料水池丧失所有冷却后，乏燃料水池水温会逐渐上升，直至沸腾。对于叠加冷却剂丧失事故的工况而言，升温速度相对更快。此外，通过观察工况4～工况6的升温曲线发现，在整个升温过程中出现了几个温度尖峰。通过对模型和计算结果进行分析发现，温度尖峰产生时，节点内空泡份额变成100%，同时，CONNECTI流道上的流量也会有一定的震荡。初步分析原因是程序不同模块之间耦合的问题，在ASTEC中，和堆芯冷却相关的热工水力都是由CESAR模块处理，和安全壳相关的热工水力由CPA模块处理，两者之间通过CONNECTI模块进行耦合。当节点内空泡份额变成100%时，CONNECTI模块在处理上下游模块之间的热工水力参数不连续，更深一层次的原因还需要继续和程序开发商进行沟通了解。这个现象和实际物理过程存在差异，笔者通过改变覆盖水层的节点划分方式，如将5层划分成1层，可以明显改善这一现象。因此，在使用ASTEC模拟乏燃料水池时，特别是节点划分时，需要特别关注这一个现象。当然，这个现象的存在并不会影响ASTEC程序对乏池严重事故进程模拟结果的合理性。

图5　乏燃料水池水温变化

从表2可以看出，当燃料裸露后，包壳温度开始上升，当上升到一定温度后，包壳开始和水蒸汽反应产生氢气。图6给出了各个工况氢气产量的变化曲线，从图中可以看出，氢气产量的变化进程基本一致。在开始阶段，由于有足够的蒸汽来带走包壳表面的热量，因此包壳的升温速度不是很快，此时的产氢速率非常缓慢。随着水位的持续下降，当乏池模型水位达到约1.5 m（6.06 m）时，包壳表面温度快速上升，锆水反应速率急剧增加，从而出现了图6中第一个氢气质量快速上升的阶段。当包壳表面的锆被氧化形成ZrO2的氧化层后，会阻碍锆水反应的产氢进程，减小了氢气产生速率，因而出现了图6中的台阶阶段。而随着水位的持续下降，下部的燃料继续裸露，产氢的速度又会出现上升，直至水被完全蒸干。

SBO相对于SBO+LOCA而言，相同的运行状态下，如工况1相对于工况4，其最终的氢气产量基本一致，最大的差异约为3%，也就是说只要事故发生时的水位能够覆盖燃料组件，初始水位的高低对氢气产量影响有限。但是，对于同为SBO或SBO+LOCA而言，不同运行状态下，其氢气产量和燃料组件有很大的相关性，燃料组件越少，氢气产量越低，如工况1相对于工况3而言，其氢气产量低了约10.3%，这是因为在充足水蒸汽产生的前提下，参与反应的锆包壳质量越多，产生的氢气质量越多。

此外，通过对燃料厂房内的氢气风险评估发现，尽管厂房内的氢气份额会在某些时刻达到非常高的值，但是并不会出现氢气燃烧的风险。这是因为随着大量水蒸汽的产生，厂房内的空气会被水蒸汽从排气孔挤出，从而形成了一个惰化的环境。当然，这个结果只是在当前模型假设得到的，在实际情况下，燃料厂房本身不是密封环境，必然会存在氢气从除了排气孔以外的途径泄漏的至邻近厂房的情况，因此有必要关注邻近厂房的氢气风险。在本文中并没有对这一现象开展具体的分析工作。

图6　氢气产量

表3　燃料组件中裂变产物释放份额

续表

图7～图9分别给出了惰性气体、碘和铯三种典型的裂变产物的释放到环境的释放量变化曲线。表3给出了各工况下从燃料组件释放出来的元素份额。在ASTEC程序中，燃料间隙内的裂变产物会从破损的包壳缝隙中释放出来，随着燃料的进一步升温、融化，易挥发的裂变产物几乎100%都会从燃料中释放出来，本文所示三种元素均为易挥发元素。因此，本文中裂变产物的释放进程和氢气的产生进程基本一致，即与燃料的升温和熔化进程相吻合。此外，从表3中也可以发现，相同始发事件，到乏池蒸干时，功率水平越低，燃料升温和熔化速度更慢，释放量相对更低。

图7　释放到环境的惰性气体释放量

图8　释放到环境的碘释放量

图9　释放到环境的铯释放量

结果显示，一旦乏燃料发生熔毁，释放到环境的裂变产物的量非常的巨大，这些裂变产物释放到环境中会带来灾难性的后果，并且几乎没有措施去缓解。因此，从这个角度来看，对于乏池的事故管理更多的要从事故预防上做工作，避免乏燃料失去冷却。

3　结论

通过使用ASTEC程序对某型三代核电机组乏燃料水池进行建模，并针对三种不同运行状态下的两种始发事件进行了计算分析，得出如下结论：

（1） ASTEC2.1程序能够模拟乏燃料水池升温、沸腾、锆水产氢、裂变产物迁移等典型的严重事故现象和进程。此外，在研究中也发现了一些程序的特点：该版本无法直接模拟压力容器或乏燃料水池侧壁面（ICARE）破口；节点划分方式会对乏燃料水池温度及流道流量变化过程产生一定的影响；程序计算衰变热在计算初始阶段存在短暂上升；

（2）乏燃料水池事故进程相对缓慢。对于正常运行工况时，SBO条件下，燃料组件裸露时间约为153.6小时（约6.4天）。即水池沸腾后，事故处置人员还有超过5天的时间去进行缓解措施准备工作。即便是SBO+LOCA工况，也有大于3天的时间去进行缓解措施准备工作。对于最恶劣的异常换料SBO+LOCA工况，此时反应堆内没有燃料，事故处置人员可以集中精力和资源去处理乏燃料水池发生的事故，在燃料裸露之前，也至少还有30.9小时（约1.3天）去阻止事故的进一步恶化；

（3）在本文研究范围内，相同始发事件下，燃料组件的数量对氢气的产量有一定的影响，在水蒸汽产量充足的前提下，燃料组件越多氢气产量越高；

（4）在本次模拟中，事故期间内，燃料厂房内氢气浓度很高，但是大量水蒸汽产生可以使燃料厂房惰化，使得燃料厂房内没有氢气风险。但是考虑到厂房的非密封性，因此需要关注邻近厂房的氢气风险；

（5）在本文研究范围内，相同始发时间下，乏燃料的功率水平对裂变产物从燃料的释放有一定的影响。即功率越高，裂变产物从燃料组件释放的份额越高；

（6）乏燃料水池严重事故下的氢气产量和裂变产物的释放量非常大。这个数量级氢气和裂变产物的产生，是无法通过缓解措施进行有效地缓解。因此，从事故管理的角度来说，更多的应该考虑事故的预防，而非缓解，即如何保证乏燃料水池足够的应急补水和冷却。

此外，本文对“N2催化Zr-Steam反应模型”中N2作为催化剂加速Zr-Steam氧化反应的影响进行了敏感性分析，发现Zr的氧化速率并没有得到有效的提升，影响很小，可以忽略。这是因为在本文的分析对象中，蒸发产生的水蒸汽占据了水池内所有的气体空间，N2无法进入到池内与包壳表面进行接触。

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Study on Severe Accident Occurred in Spent Fuel Pool Based on ASTEC Code

LIAO Feiye，CHEN Wenhu，GUO Chao，HE Dongyu，CHEN Peng

（China Nuclear Power Technology Research Institute，Shenzhen of Guangdong Prov.518031，China）

In order to better understand the process and consequences of nuclear power plant（NNP）spent fuel pool severe accident，severe accident analysis model based on ASTEC code for one of third generation NNPs spent fuel pool is established.According the model，loss of cooling（SBO）and loss of coolant inventory with loss of cooling（SBO+LOCA）are analysed in different conditions that are normal operation condition，normal refuelling condition and abnormal refuelling condition respectively.The results show that the progression of accident in spent fuel pool is quite slow and there is a lot of time to respond and mitigate.However，the hydrogen production is extremely high and the radioactive releases are extremely high which is un-acceptable to workers and public after the fuel assemblies are uncovered and damaged.No mitigation measures are in general available to handle such severe consequences.Moreover，the features of ASTEC code to model the spent fuel pool severe accident is also discovered during this study.

Spent fuel pool；Severe accident；ASTEC；Hydrogen；Fission products

TL364.4

A

0528-0918（2022）01-0199-08

2021-02-17

国家重点研发计划严重事故管理和不确定性（MUSA）（2019YFE0194200）项目资助

廖飞页（1990—），男，湖南益阳人，工程师，硕士，现主要从事严重事故分析与管理方面研究