Core Damage Assessment for CANDU6 Under Severe Accident Condition

CANDU6反应堆堆芯由380根水平布置的压力管(Pressure Tube)组成，每根压力管内装有12个天然铀燃料棒束。压力管置于与其同心的直径更大的排管(Calandria Tube)中，二者之间的环形空间充以CO₂气体。压力管两端与端部件(Endfitting)相接，形成燃料通道(Fuel Channel)。380个燃料通道以格栅的方式置于排管容器(Calandria)中。正常运行时，加压重水在泵的作用下流过压力管，带走燃料棒束热量。排管容器内是低温低压重水，作为慢化剂。排管容器置于反应堆堆腔中，堆腔充以轻水^[1]。图1是CANDU6堆芯结构示意图。

Figure 1.  Illustration of CANDU6 Core

CANDU6机组的严重事故分析表明^[2-3]，由于CANDU6机组堆芯结构的特殊性，对除早期堆芯解体以外的大部分始发事件(如SBO、LOCA＋LOECC等)，CANDU6机组严重事故均以冷却剂系统装量的喷放(Blowdown)过程为初始阶段。在不同的事故序列中，在排放过程结束之后堆芯所经历的状态是近似的。在不考虑缓解措施的情况下，压力管、排管在燃料棒束衰变热的作用下，将相继发生破裂，慢化剂逐渐烧干，堆腔水装量丧失，排管容器失效，堆芯熔融物进入堆腔底部与底板混凝土发生反应，熔穿堆腔底板，进入反应堆厂房底部。为便于堆芯损伤状态的评价，结合堆芯损伤过程中所经历的不同阶段的特征，通常将堆芯损伤状态划分为5个阶段^[4]。

CANDU6机组严重事故的第一阶段是冷却剂丧失导致压力管排空，燃料棒束失去有效冷却，由于冷却不足，燃料棒束升温，压力管变形、肿胀，与排管接触，热量通过接触的排管传递至慢化剂系统。

热量从排管不断传递至慢化剂，将导致慢化剂升温、饱和沸腾，慢化剂系统压力上升，慢化剂系统爆破盘发生破裂，重水汽水混合物从破口处释放至安全壳厂房，慢化剂液位下降。当慢化剂液位下降到低于最顶部的排管位置时，顶部的燃料通道冷却环境进一步恶化，燃料通道快速升温，下部淹没的通道加热慢化剂产生大量蒸汽，与上部过热的燃料通道发生氧化反应，进一步加快燃料通道升温速率，在热作用和机械作用下，上部燃料通道将下垂变形。随着慢化剂液位的逐渐下降，上部裸露的燃料通道相继发生解体，解体后的燃料通道重量由下部的完整通道承受，当累积的重量超过一定数量，超出下部通道的承受极限，堆芯发生解体，整个堆芯坍塌跌入慢化剂中，在排管容器底部形成碎片床。

剩余的慢化剂在堆芯碎片衰变热作用下逐渐烧干。之后，堆芯衰变热一部分传递给堆腔冷却水，使堆腔水升温，一部分热量由堆芯碎片吸收，温度上升，形成熔融池。堆腔水在堆芯碎片的加热下，温度上升直至达到饱和温度后开始沸腾，沸腾导致堆腔超压，堆腔压力释放爆破盘破裂，堆腔与反应堆厂房连通，蒸汽释放至反应堆空间。随着堆腔水的不断丧失，堆腔液位下降，最终堆腔液位将低于堆芯碎片的顶部位置。当堆腔液位到达这一位置时，堆芯熔融物将熔穿排管容器壁，堆芯熔融物进入堆腔。

当堆腔水位低于排管容器内堆芯碎片顶部时，排管容器壁会在热作用下发生破裂。堆芯碎片进入堆腔，与堆腔内剩余的水发生激烈的反应，释放出大量蒸汽。堆芯碎片持续加热堆腔剩余的轻水，堆腔液位持续下降。当堆腔水烧干时，堆芯熔融物进一步与堆腔底板的混凝土发生CCI反应(Core Concrete Interaction)，堆腔底板厚度不断降低，当达到某极限厚度时，底板破裂。

当堆芯熔融物熔穿堆腔底板后，熔融物进入反应堆厂房底部。事故进展到此时，在反应堆厂房的底层已经积聚了大量来自冷却剂系统、慢化剂系统、堆腔和端屏蔽冷却系统等排放的水，还有可能来自ECC系统的注入。堆芯熔融物进入反应堆厂房底部，将与积聚的水发生剧烈的反应，堆芯熔融物最终被反应堆厂房底层的水淹没。

不论是正常运行状态还是事故状态，堆芯状态都是不能直接观察的。在正常工况下，通过对冷却剂流量、压力、温度，堆芯中子功率等参数的控制，操纵员可以确保堆芯处于正常运行状态，堆芯不会发生过热、熔化、解体等。在事故工况下，某些参数将变为零，失去监测意义。因此，在事故工况下，就需要结合事故工况下堆芯损伤状态的特征，合理选择参数，并利用这些参数推断出堆芯损伤状态。通常情况下，应优先选择最能直接表征堆芯状态的参数(如堆芯温度等)，在无法选择到这种参数时，将考虑堆芯损伤过程与外界的相互作用，通过这种相互作用过程对外界的影响来推断堆芯损伤状态。

CDS1的特征是压力管内的冷却剂排空，燃料温度上升，压力管变形与排管接触，热量主要通过排管传递至慢化剂。在这种环境下，堆芯出口温度、堆芯出入口集管温度探测到的将是过热蒸汽的温度。CANDU6机组在设计中提供的堆芯温度和压力参数的监测仪表包括：

1)堆芯出口温度信号。

2)集管温度信号。

3)集管压力信号。

可用于堆芯损伤状态评价的堆芯温度压力参数及信号汇总见表1。通过温度、压力信号，可以计算出堆芯出口、出入口集管等位置的过冷度，当出现过热时，说明堆芯冷却已经无法保证。

出入口集管、燃料通道出口过冷度能判断堆芯是否处于冷却剂排空状态，要确认堆芯是否处于CDS1还需要同时确认慢化剂状态，判断堆芯是否由慢化剂进行冷却。当慢化剂装量足以淹没堆芯顶部燃料通道时，可以认为慢化剂能提供有效的冷却功能。慢化剂液位信号可用作燃料通道是否被淹没的判据。当液位低于顶部排管标高时(6 864 mm)，顶部燃料通道开始裸露。

CDS2的特征是上部燃料通道开始裸露。包括两个方面的信息，一是燃料通道内部冷却剂丧失，二是排管外部的慢化剂液位低于排管最顶部位置。这一状态可以结合CDS1中所用的冷却剂状态参数和慢化剂液位参数进行判断，见表2。

在CDS1状态下，热量由冷却剂传递至慢化剂，引起了慢化剂系统的升温。当慢化剂温度上升至饱和温度时发生沸腾，沸腾过程产生大量蒸汽，导致慢化剂系统超压，爆破盘破裂，慢化剂系统发生闪蒸，汽水混合物释放至反应堆厂房，闪蒸过程结束时，慢化剂液位将下降至低于慢化剂顶部排管的位置(6 864 mm)。

CDS2状态在严重事故的进程中是非常重要的一个状态。在这个状态下，将发生燃料通道解体、堆芯坍塌等过程，伴随这一状态的是堆芯裂变产物的释放和锆金属(燃料包壳、压力管、排管等)与水蒸汽的化学反应过程中的大量热量的释放和氢气的产生。对CDS2的评价在整个严重事故管理中显得格外重要。

CDS2状态包括了燃料通道解体、堆芯坍塌两个过程。对CDS2状态的判断，需要对这两个过程进行甄别。

燃料通道解体是燃料通道在热作用、机械作用或者二者结合作用下，整体脱离原来位置的过程。导致燃料通道解体可以是由于燃料通道温度升高导致燃料通道结构材料熔化，或者是热作用导致燃料通道结构材料机械性能下降，燃料通道在力的作用下发生过度变形(如下垂、肿胀等)。

分析表明^[6]：燃料通道在热作用下的下垂现象是导致燃料通道解体的主要因素。燃料通道下垂并发生解体，需要足够的变形空间，以使得下垂幅度足够大，燃料通道应变超过10%。事故工况下，不能直接对燃料通道的变形情况进行观察。随着慢化剂液位的下降，逐渐裸露的通道将相继过热、变形。当慢化剂液位下降到导致顶部4排燃料通道裸露时，最上部裸露的燃料通道将发生解体。此液位即可作为判断堆芯解体发生的判据。结合CANDU6机组慢化剂系统标高和燃料通道的栅格中心距(28.575 cm)，经过简单计算，即可求得液位。考虑到不确定性因素，可以取慢化剂液位下降至顶部燃料通道以下1 m的位置时，最上部的燃料通道发生解体。

堆芯坍塌是由于上部燃料通道解体后，下部完整通道不能支撑上部重量而发生的结构性破坏。当发生堆芯坍塌时，下部完整通道将相继发生解体，整个堆芯快速落入剩余的慢化剂中。下部完整通道的压力管由于温度很高，强度下降。燃料通道解体后，其重量主要由下部完整通道的排管部分承受。存在两种导致排管失效的模式：一种是承受的重量足够大，导致排管发生剪切，另外一种是在重压下，排管两端的滚压胀接部位不能承受拉伸极限，排管拉出。分析表明^[6]，排管拉出的强度要远低于排管发生剪切的强度，是堆芯坍塌的主要因素。

有两种方法可以确定堆芯坍塌发生，一种是根据燃料通道的结构强度计算所能支撑的最大重量，这种方法在实际的事故管理中不具可操作性。另一种方法是根据堆芯坍塌发生时引起的激烈的熔融物与水的反应。堆芯坍塌的过程是非常迅速的过程。大量原来存在于慢化剂液位以上的过热堆芯碎片落入堆芯，引起慢化剂的剧烈沸腾，释放出大量的蒸汽，由于慢化剂与安全壳联通，安全壳的压力出现峰值。CANDU6机组设计中提供了表3所列宽量程的压力信号测量：

随着慢化剂的逐渐烧干，CDS2状态结束，CDS3状态开始。当慢化剂烧干后，堆芯衰变热一部分传递给堆腔冷却水，使堆腔水升温，一部分热量由堆芯碎片吸收，温度上升，形成熔融池。慢化剂系统不再产生蒸汽，释放至安全壳空间的蒸汽减少，安全壳压力上升速率下降，考虑到安全壳的泄漏和结构的吸热作用，压力可能出现下降趋势。如果安全壳空气冷却系统已经投运，这一变化将更为明显。安全壳压力由上升转变为下降的趋势可以作为进入CDS3状态的判断。

堆腔水在堆芯熔融物的加热下，温度上升直至达到饱和温度后开始沸腾，沸腾导致堆腔超压，堆腔压力释放爆破盘破裂，堆腔与反应堆厂房联通，蒸汽释放至反应堆厂房，引起反应堆厂房压力上升。随着堆腔水的不断丧失，堆腔液位下降，最终堆腔液位将低于堆芯碎片的顶部位置，当液位到达这一位置时，CDS3状态结束，进入CDS4状态。

CDS4状态开始于堆腔水位低于排管容器内堆芯熔融物顶部。当液位低于这一位置时，排管容器壁会在热作用下发生破裂。堆芯熔融物进入堆腔，与堆腔内剩余的水发生激烈的反应，释放出大量蒸汽，由于堆腔与反应堆厂房联通，反应堆厂房压力信号将出现尖峰。

CDS5状态开始于堆芯熔融物熔穿堆腔底板，熔融物进入反应堆厂房底部。当事故进展到CDS5时，在反应堆厂房的底层已经积聚了大量来自冷却剂系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、堆腔等系统排放的水，还有可能来自ECC系统的注入。堆芯熔融物进入反应堆厂房底部，将与积聚的水发生剧烈的反应，释放出大量蒸汽，引起反应堆压力尖峰。

根据第3节对不同堆芯损伤状态下的状态参数的分析，可以总结出表4所列的堆芯损伤状态评价逻辑。

严重事故下堆芯损伤状态的评价，涉及到对冷却剂系统温度、压力信号，慢化剂液位信号，反应堆厂房压力信号等众多数据的收集、处理。一些信号特征的提取，如压力尖峰特征，上升、下降趋势特征，需要对信号进行数学运算方可求得。通过分析，可以归纳出表5所列几类信号处理要求。

严重事故的进展通常是缓慢的，所以，对信号的采样分辨率要求不会很高，即使是反应堆厂房压力信号，由于较大的反应堆厂房的容积，压力变化速度也会被限制在秒级。但由于需要处理的信号数量较多，为减轻事故情况下技术支持组(TSG)人员的压力，可考虑在智能化的事故管理软件中增加堆芯损伤状态评价模块，负责跟踪堆芯状态。上述各种信号处理方法均可以通过计算机软件方便快捷的实现。由软件跟踪信号，提取信号特征，结合TSG人员的判断，即可评价出堆芯损伤状态。在软件系统不可用的情况下，需要TSG人员对信号进行记录，描绘出信号曲线，从而能判断提取信号特征如压力尖峰、上升与下降的转变等。

堆芯损伤状态虽然无法直接观察测量，但堆芯损伤的过程必然伴随堆芯温度和压力、慢化剂液位、反应堆厂房压力等信号的变化，通过对这些信号的捕捉，可以快速评价出堆芯损伤的状态。这种评价的方法不依赖对冷却剂、反应堆厂房地坑等流体的取样分析结果，而是基于对在线数据的特征分析，能快速判断堆芯损伤状态。本文论述的方法可以作为后续开展CANDU6机组堆芯损伤评价工作的技术基础。