鉛鉍冷卻快堆瞬態(tài)超功率事故分析

辜峙钘，王 剛，汪 振，柏云清，*，F(xiàn)DS團隊

（1.中國科學技術(shù)大學，安徽合肥 230026；2.核能安全技術(shù)研究所，安徽合肥 230031）

鉛鉍冷卻快堆瞬態(tài)超功率事故分析

辜峙钘1，2，王 剛2，汪 振2，柏云清2，*，F(xiàn)DS團隊

（1.中國科學技術(shù)大學，安徽合肥 230026；2.核能安全技術(shù)研究所，安徽合肥 230031）

借助中子學與熱工水力學耦合的安全分析程序?qū)︺U鉍冷卻快堆概念設計模型的有停堆保護瞬態(tài)超功率（PTOP）和無停堆保護瞬態(tài)超功率（UTOP）進行了模擬，并對反應堆的安全特性進行了分析。結(jié)果表明，在有停堆保護瞬態(tài)超功率過程中，由于停堆保護作用，燃料、包殼及冷卻劑溫度都遠遠低于設計限值；對于無停堆保護情況，燃料、包殼及冷卻劑等的溫度先增大后減小，在約200 s后達到了新的穩(wěn)態(tài)，各參數(shù)的峰值均小于安全限值，表明反應堆是安全的。

有保護瞬態(tài)超功率；無保護瞬態(tài)超功率；安全分析；快堆

核能發(fā)展在為人類做出巨大貢獻的同時也遇到了不少難題與挑戰(zhàn)。一個是核安全問題，福島核事故發(fā)生后，核安全問題再次被提到了新的高度［1，2］。為從根本上解決核安全問題，非能動特性已成為先進反應堆設計的共同原則［3］，這就要求從核電設備設計方面提升核電安全［4］。另一個是核廢料的后處理及可持續(xù)發(fā)展問題。加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)是用于解決核廢料問題的有效堆型［5，6］，而快堆是實現(xiàn)燃料增殖，解決核能可持續(xù)發(fā)展問題的首要選擇［7］，快堆可使鈾資源的利用率提高至60%以上，在第四代先進堆的6個反應堆型中，有3個是快堆。中國科學院核能安全技術(shù)研究所基于以往在加速器驅(qū)動次臨界堆系統(tǒng)［8］、鉛合金冷卻快堆［9，10］、聚變裂變混合堆［11，12］、聚變堆包層［13，14］、結(jié)構(gòu)材料［15，16］、液態(tài)金屬工藝［17，18］等方面的經(jīng)驗，提出了一種鉛鉍冷卻的10MW快堆，并已完成了概念設計。

瞬態(tài)超功率是反應堆設計必須考慮的典型事故之一，主要是由反應性引入導致的［19，20］。由于臨界模式運行的反應堆與次臨界相比對反應性引入更加敏感，因此對臨界模式運行的快堆，考查該事故工況下反應堆的瞬態(tài)安全特性就更有必要［21］。為了精確模擬和分析反應堆在該事故工況下的安全特性，必須采用中子學與熱工水力學耦合方法對反應堆瞬態(tài)工況進行模擬。大部分基于中子學與熱工水力學耦合方法的安全分析程序，比如最具代表性的EAC2、RELAP5和SIM-ADS等［22］，其中子學模塊均采用零維點堆動力學模型，這種模型沒有考慮中子通量的時空效應。FDS（Fission&Fusion Design Study）團隊自主研發(fā)了中子學與熱工水力學耦合的反應堆瞬態(tài)及嚴重事故安全分程序NTC（Neutronicsand ThermalhydraulicsCoupled simulation program）-2D，其中子學部分求解基于離散縱標及準靜態(tài)方法的中子輸運方程，可精確模擬中子通量的時間與空間分布及反應性負反饋；程序的熱工水力學部分為基于多速度場、多相流、多介質(zhì)的流體動力學模型；軟件中子學與熱工水力學兩部分之間，通過各自的關(guān)鍵參數(shù)計算結(jié)果相互傳遞完成耦合。

本文利用反應堆瞬態(tài)及嚴重事故安全分析程序的二維版本NTC-2D，以FDS團隊提出的鉛鉍冷卻快堆概念設計模型為例，對其有保護和無保護瞬態(tài)超功率兩種瞬態(tài)工況進行模擬及安全分析。

1 鉛鉍冷卻快堆NTC-2D計算模型

1.1 主要設計參數(shù)

FDS團隊提出的快堆模型是運行在臨界模式下依靠自然循環(huán)驅(qū)動的鉛鉍合金冷卻的池式反應堆。設計熱功率為10MW，主回路包含4個熱交換器，燃料采用富集度為19.75%的UO2，燃料包殼采用316Ti不銹鋼，堆芯依據(jù)功能由內(nèi)到外依次劃分為中子源區(qū)、活性區(qū)、反射層區(qū)及屏蔽層區(qū)。一回路冷卻劑采用液態(tài)鉛鉍合金共晶體，冷卻劑靠自然循環(huán)驅(qū)動，運行溫度為260℃～390℃；二回路冷卻劑采用4MPa的加壓液態(tài)水，最終熱阱采用空氣冷卻。

1.2 計算模型

基于以往NTC-2D程序在聚變堆安全分析上的應用［23-25］，本文利用NTC-2D程序?qū)DS團隊提出的鉛鉍冷卻快堆概念設計模型的有保護超功率和無保護瞬態(tài)超功率工況分別進行了安全分析。NTC-2D為二維安全分析程序，反應堆可按圓柱體處理，由于對稱性只需要考慮反應堆的徑向和軸向分布，圖1中給出了基于NTC-2D的計算模型。模型將反應堆徑向和軸向劃分成多個網(wǎng)格，由一定數(shù)量的相臨網(wǎng)格組成了許多區(qū)域和通道，包括中子源區(qū)、活性區(qū)、換熱器、熱池、冷池、反射層區(qū)、屏蔽層區(qū)及下降通道區(qū)等。堆芯所有組件按照中子學及熱工水力學相似性原則分類劃分到相關(guān)通道內(nèi)。

按照堆容器及組件實際的尺寸進行軸向網(wǎng)格的劃分，換熱器根據(jù)實際標高進行布置。該模型換熱器為理想換熱器。堆芯內(nèi)通道間隔絕了傳熱和傳質(zhì)，堆芯與下降通道通過隔板隔絕開，形成了冷鉛鉍池與熱鉛鉍池。中子源區(qū)上部與熱鉛鉍池隔離開，下部與冷鉛鉍池連通。

圖1 NTC-2D計算模型Fig.1 NTC-2D calculationm odel

2 計算結(jié)果與分析

2.1 穩(wěn)態(tài)工況計算

為了給后續(xù)瞬態(tài)模擬提供基礎，同時考查反應堆的自然循環(huán)特性，首先進行了穩(wěn)態(tài)模擬，計算結(jié)果參見表1。從表1中可以看到，每項計算參數(shù)與設計值的相對偏差都低于1%。

表1 穩(wěn)態(tài)模擬結(jié)果Table 1 Steady state simulation results

圖2給出了堆內(nèi)最熱燃料組件內(nèi)冷卻劑、包殼及燃料芯塊內(nèi)、外表面溫度的軸向分布。由圖2可知，冷卻劑溫度與包殼溫度大致呈線性分布；燃料芯塊最高溫度在中心偏上處；冷卻劑、包殼及燃料芯塊外、內(nèi)表面峰值溫度分別為695K、699K、762K和810K。圖3給出了穩(wěn)態(tài)運行時反應堆溫度場。

圖2 堆芯最熱通道溫度分布Fig.2 Tem peraturedistributions in the hottest channelof the reactor core

圖3 反應堆穩(wěn)態(tài)運行溫度場Fig.3 Temperature distribution in steady stateof the reactor

2.2 有保護瞬態(tài)超功率計算

該事故的始發(fā)事件考慮為一根調(diào)節(jié)棒失控提升，具體假設為：事故發(fā)生在100%額定功率時，由于調(diào)節(jié)棒失控提升，導致每秒引入0.07β的反應性，持續(xù)4 s，共引入0.28β的反應性；事故過程中假定換熱器為理想換熱器；對于有保護瞬態(tài)超功率的情況，當功率達到額定功率的1.15倍時，觸發(fā)停堆保護信號，反應堆延遲1 s停堆。計算結(jié)果分別如圖4、圖5和圖6所示。

如圖4所示，反應性引入在第15 s開始發(fā)生，2 s后堆功率達到停堆整定值，觸發(fā)停堆信號。在反應堆停堆后，堆芯功率迅速降到了衰變熱水平，大約150 s后反應堆功率趨于穩(wěn)定。

圖4 在有保護瞬態(tài)超功率事故工況下反應堆功率隨時間的變化Fig.4 Reactor power in protected transientover power

圖5 在有保護瞬態(tài)超功率事故工況下最熱通道內(nèi)冷卻劑、包殼及燃料芯塊溫度隨時間的變化Fig.5 Tem perature in the hottest channel in protected transientoverpower

從圖5所示，堆內(nèi)最熱通道冷卻劑、包殼及燃料芯塊溫度在停堆后都迅速下降至600 s時，4個值基本都在550K左右，遠遠低于安全限值。圖6為各個通道內(nèi)冷卻劑質(zhì)量流率隨時間的變化。

圖6 在有保護瞬態(tài)超功率事故工況下每個通道內(nèi)冷卻劑質(zhì)量流率隨時間的變化Fig.6 M ass flow rates in all channels in protected transientoverpower

2.3 無停堆保護瞬態(tài)超功率計算

無停堆保護瞬態(tài)超功率工況的初始條件及反應性引入方式、大小與有保護瞬態(tài)超功率相同，只是認為在整個瞬態(tài)工況過種中無停堆。

如圖7所示，瞬態(tài)過程中反應堆功率與反應性隨時間的變化情況。事故發(fā)生的時刻為第15 s，調(diào)節(jié)棒失控提升引入的反應性為0.28β（即200.76 pcm），而至反應性達到峰值時，實際反應性增加不足200 pcm，這是由堆內(nèi)存在的負反饋造成的；在大約40 s時功率達到峰值，約為29MW，最后穩(wěn)定運行在27MW。

圖7在無保護瞬態(tài)超功率事故工況下功率及反應性隨時間的變化Fig.7 The reactor power and reactivity in unprotected transientoverpower

圖8給出了堆內(nèi)最熱通道冷卻劑、包殼、燃料芯塊內(nèi)、外表面溫度隨時間的變化。由圖可見，冷卻劑、包殼及燃料芯塊溫度由于反應性的引入急劇上升，然后在燃料多普勒效應及冷卻劑溫度負反饋的共同作用下，在約200s之后達到了新的穩(wěn)態(tài)。冷卻劑、包殼、燃料芯塊表面及內(nèi)部的峰值溫度分別為850K、860K、1 011K和1 139K，都在安全限值以內(nèi)。

圖8 在無保護瞬態(tài)超功率事故工況下最熱通道內(nèi)冷卻劑、包殼及燃料芯塊溫度隨時間的變化Fig.8 Tem perature in the hottestchannel in unprotected transientoverpower

圖9顯示了事故發(fā)生后堆內(nèi)每個通道冷卻劑質(zhì)量流率隨時間的變化。從圖中可以看到活性區(qū)質(zhì)量流率增加較為明顯，而其他區(qū)域增加較小，最終各通道質(zhì)量流率達到穩(wěn)定。

圖9 在無保護瞬態(tài)超功率事故工況下每個通道內(nèi)冷卻劑質(zhì)量流率隨時間的變化Fig.9 M ass flow rates in every channel in unprotected transientoverpower

3 結(jié)論

本文利用中子學與熱工水力學耦合瞬態(tài)安全分析程序NTC-2D完成了一種鉛鉍冷卻快堆穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)超功率事故的模擬及安全分析。得到如下結(jié)論：

（1）穩(wěn)態(tài)模擬結(jié)果表明該反應堆具有良好的自然循環(huán)特性。

（2）在有保護瞬態(tài)超功率事故工況下，計算結(jié)果表明，由于事故過程中反應堆停堆保護很快發(fā)生作用，因此停堆前堆內(nèi)各項溫度上升不大，停堆后反應堆很快運行在安全狀態(tài)。

（3）在無保護瞬態(tài)超功率事故工況下，計算結(jié)果表明，在整個瞬態(tài)過程中，冷卻劑、包殼及燃料的峰值溫度均低于安全限值，同時由于反應堆內(nèi)存在的反應性負反饋，在事故發(fā)生后約200 s時，反應堆達到了新的穩(wěn)態(tài)。

［1］董毅漫，張弛，宋大虎，等.我國核電安全目標發(fā)展取向的思考［J］.核安全，2012（4）：10-15.

［2］吳宜燦.福島核電站事故的影響與思考［J］.中國科學院院刊，2011，26（3）：271-277.

［3］周濤，李精精，琚忠云，等.非能動自然循環(huán)技術(shù)的發(fā)展與研究［J］.核安全，2013，12（3）：32-36.

［4］趙飛云，姚彥貴，于浩，等.從核設備設計提升核電安全性的基本思考［J］.核安全，2013（1）：51-54.

［5］趙志祥，夏海鴻.加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)（ADS）與核能可持續(xù)發(fā)展［J］.中國核電，2009，2（3）：202-211.

［6］詹文龍，徐瑚珊.未來先進核裂變能——ADS嬗變系統(tǒng)［J］.中國科學院院刊，2012，27（3）：375-381.

［7］徐銤.快堆和我國核能的可持續(xù)發(fā)展［J］.中國核電，2009，2（2）：106-110.

［8］Wu Y C，Bai Y Q，Wang W H，et al.Overview of China Lead A lloy cooled Reactor Development and ADS Program in China［C］.NUTHOS-9，Kaohsiung，Taiwan，September9-13，2012.

［9］Wu Y C，Bai Y Q，Song Y，etal.Overview of Lead-based Reactor Design and R&D Status in China［C］.International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles：Safe Technologies and Sustainable Scenarios（FR13），Paris，F(xiàn)rance，M arch 4-7，2013.

［10］吳宜燦，柏云清，宋勇，等.中國鉛基研究反應堆概念設計研究［J］.核科學與工程，2014，34（2）：201-208.

［11］Wu Y C，F(xiàn)DS Team.Conceptual Design Activities of FDS Series Fusion Power Plants in China［J］.Fusion Engineering and Design，2006，81（23-24）：2713-2718.

［12］Wu Y C，F(xiàn)DS Team.Conceptual Design of the China Fusion Power Plant FDS-II［J］.Fusion Engineering and Design，2008，83（10-12）：1683-1689.

［13］W u Y C，F(xiàn)DS Team.Conceptual Design and Testing Strategy of a Dual Functional Lithium-Lead Test Blanket Module in ITER and EAST［J］.NuclearFusion，2007，47（11）：1533-1539.

［14］Wu Y C，F(xiàn)DS Team.Design Analysis of the China Dual-functional Lithium Lead（DFLL）Test BlanketModule in ITER［J］.Fusion Engineering and Design，2007，82（15-24）：1893-1903.

［15］Wu Y C，Qian JP，Yu JN.The Fusion-Driven Hybrid System and ItsM aterial Selection［J］.Journalof NuclearMaterials，2002，307-311：1629-1636.

［16］Wu Y C，F(xiàn)DS Team.Fusion-Based Hydrogen Production Reactor and Its Material Selection［J］.Journal of Nuclear Materials，2009，386-388：122-126.

［17］王改英，柏云清，高勝，等.液態(tài)鉛鉍氧濃度測量技術(shù)初步研究［J］.核科學與工程，2012（2）：165-169.

［18］吳宜燦，黃群英，柏云清，等.液態(tài)鉛鉍回路設計研制與材料腐蝕性實驗初步研究［J］.核科學與工程，2010，30（3）：238-243.

［19］Mirza SM.Simulation of Over-power Transients in Tankin-pool TypeResearch Reactors［J］.Annals of Nuclear Energy，1997，24（11）：871-881.

［20］王平，朱繼洲，陳學俊.中國試驗快堆（CEFR）典型事故工況下的瞬態(tài)分析［J］.核動力工程，1995，16（2）：102-107.

［21］SchikorrW M.Assessmentsof the kinetic and dynamic transient behavior of sub-critical systems（ADS） in comparison to critical reactor systems［J］.Nuclear Engineering and Design，2001，210：95-123.

［22］M ikityuk K，Pelloni S，Coddington P，et al.FAST：An advanced code system for fast reactor transientanalysis［J］. AnnalsofNuclear Energy，2005，32（15）：1613-1631.

［23］Bai YQ，Ke Y，Wu Y C.Preliminary Analysis of Typical Transients in Fusion Driven Subcritical System（FDS-I）［C］.15th International Conference on Nuclear Engineering，Nagoya，Japan，2007.

［24］柏云清.磁約束聚變堆包層瞬態(tài)安全特性分析研究［D］.合肥：中國科學院合肥物質(zhì)科學研究院，2007.

［25］柯嚴.聚變驅(qū)動次臨界堆瞬態(tài)安全分析研究［D］.合肥：中國科學院研究生院，2006.

Accident Analysisof LBE-cooled FastReactor under TransientOverpower

GU Zhixing1，2，WANGGang2，WANG Zhen2，BAIYunqing2，*，F(xiàn)DSTeam
（1．UniversityofScienceand TechnologyofChina，Hefei230026，China；2．InstituteofNuclear Energy Safety Technology，ChineseAcademyofSciences，Hefei230031，China）

Protected and unprotected transientoverpoweraccidents fora conceptualmodelof LBE-cooled fast reactor were simulated by two-dimensional neutronics and thermal-hydraulics coupled simulation program，and the safety characteristics of the reactor during the accidents were analyzed.The results showed thatduring the protected transientoverpower process，due to the reactor scram，the temperatures of the fuel，cladding and coolantweremuch smaller than the design safety lim its.And during the unprotected one，though the temperaturesof the fuel，cladding and coolant firstly increased quickly and then decreased，they were still under the safety lim its and the reactor turned stable again at about 200 s，which showed thatthe reactorwassafeunder thiscondition.

protected transient overpower；unprotected transient overpower；safety analysis；fast reactor

TL364

：A

：1672-5360（2015）03-0060-05

2014-03-19

2014-08-26

中科院戰(zhàn)略性先導科技專項，項目編號XDA 03040000；國家自然科學基金重大研究計劃項目，項目編號91026004

辜峙钘（1987—），男，四川簡陽人，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應堆安全分析相關(guān)工作

*通訊作者：柏云清，E-mail：yunqing.bai@fds.org.cn