一體化小型氟鹽冷卻高溫堆瞬態(tài)特性分析

謝雪松 程懋松 何兆忠 王 凱 戴志敏,3

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆瞬態(tài)特性分析

謝雪松1,2,3程懋松1何兆忠1王 凱1戴志敏1,3

1（中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所 嘉定園區(qū) 上海 201800）

2（中國科學(xué)院大學(xué) 北京 100049）

3（上海科技大學(xué) 上海 201210）

根據(jù)下一代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標(biāo)，提出了采用自然循環(huán)的一體化小型氟鹽冷卻高溫堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系統(tǒng)分析程序，建立了一體化小型氟鹽冷卻高溫堆模型，并得到其穩(wěn)態(tài)特性參數(shù)。在此基礎(chǔ)上，對(duì)其在滿功率運(yùn)行狀態(tài)下的反應(yīng)性引入事故和失熱阱事故進(jìn)行了分析。分析計(jì)算表明，在反應(yīng)性事故工況下，由于自然循環(huán)的存在，堆芯冷卻劑流量隨著堆芯溫度發(fā)生動(dòng)態(tài)變化，最終達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)，燃料棒和冷卻劑溫度均處于安全限值范圍內(nèi)。在失熱阱事故下，反應(yīng)堆負(fù)反饋的特性使得堆芯功率逐漸降低并實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆，即使不考慮余熱排出系統(tǒng)的作用，燃料組件和冷卻劑溫度上升緩慢，在140 h內(nèi)，燃料棒和冷卻劑溫度均處于全限值范圍內(nèi)。結(jié)果表明，一回路采用自然循環(huán)冷卻的一體化小型氟鹽冷卻高溫堆具有良好的固有安全性。

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆，RELAP5-MS，自然循環(huán)，安全特性

安全性是核動(dòng)力系統(tǒng)發(fā)展的重要指標(biāo)，提高核動(dòng)力系統(tǒng)的安全性已成為核工業(yè)界共同的目標(biāo)。尤其自福島核事故以來，核安全更是進(jìn)一步成為全球關(guān)注的焦點(diǎn)。為了提高核動(dòng)力系統(tǒng)的固有安全性，非能動(dòng)安全技術(shù)已經(jīng)大量應(yīng)用于新型的核動(dòng)力系統(tǒng)設(shè)計(jì)中[1]。采用自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)方式，不受外部動(dòng)力的限制，可以有效抵御一些重大事故，如：全廠斷電事故，增加其固有安全性。自然循環(huán)作為一種提高核動(dòng)力系統(tǒng)固有安全性的重要非能動(dòng)手段，在核動(dòng)力系統(tǒng)中得到了廣泛而深入的研究[2]。

氟鹽冷卻高溫堆具有較高的安全性，也是目前國際核能領(lǐng)域研究的熱點(diǎn)。同時(shí)，面對(duì)各種能源的競(jìng)爭(zhēng)，經(jīng)濟(jì)性也是核能的重要指標(biāo)。安全性與經(jīng)濟(jì)性的協(xié)調(diào)發(fā)展，是下一代核能系統(tǒng)追求的目標(biāo)。基于此，本文提出了一種采用自然循環(huán)冷卻的一體化小型氟鹽冷卻高溫堆概念。

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆一回路采用自然循環(huán)方式，自然循環(huán)能力與工質(zhì)特性、系統(tǒng)阻力特性、冷熱源位差、加熱功率和二回路特性相關(guān)。其自然循環(huán)能力決定反應(yīng)堆的固有安全性。分析核動(dòng)力系統(tǒng)事故工況下的自然循環(huán)特性，對(duì)于核動(dòng)力系統(tǒng)的設(shè)計(jì)與運(yùn)行具有重要意義。

1 一體化小型氟鹽冷卻高溫堆簡(jiǎn)介

本文提出采用自然循環(huán)冷卻的一體化氟鹽冷卻高溫堆概念，堆芯設(shè)計(jì)借鑒SmAHTR堆芯結(jié)構(gòu)[3]，采用UC0.5O1.5TRISO (Tri-structural iso-tropic)顆粒彌散在基體中形成燃料棒。圖1為TRISO結(jié)構(gòu)剖面圖。TRISO燃料顆粒由燃料核芯和4層包覆層構(gòu)成。4層包覆層從內(nèi)到外分別為C緩沖層、內(nèi)致密PyC層、SiC層和外致密PyC層[4]。最內(nèi)層的緩沖層可以很好地吸收燃料核心的體積膨脹和產(chǎn)生的裂變氣體，外面的三層包覆層可以很好地防止裂變物質(zhì)的釋放[3]。大量的實(shí)驗(yàn)表明，正常工況和事故工況下發(fā)生壓力殼式破損的幾率均很小[4]。

燃料棒以石墨作為包殼。堆芯采用六棱柱燃料組件，總共95個(gè)燃料組件，分成5層，每層19個(gè)燃料組件，每個(gè)燃料組件含有72根燃料棒和19根石墨棒，如圖2、3所示。

圖4給出了一體化小型氟鹽冷卻高溫堆結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)圖。換熱器采用盤管式換熱器，一體化布置于堆芯上部，其參數(shù)如表1所示。一回路以自然循環(huán)方式運(yùn)行時(shí)，冷卻劑在堆芯處被加熱，在換熱器處被冷卻，堆芯與換熱器之間的密度差與高度差產(chǎn)生自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)壓頭。在此壓頭作用下，冷卻劑分別經(jīng)過堆芯、上升通道、換熱器、下降通道再回到堆芯，形成一個(gè)循環(huán)，從而將堆芯熱量傳遞給二回路工質(zhì)。

本文采用系統(tǒng)安全分析程序（修改后的RELAP5-MS）對(duì)一體化小型氟鹽冷卻高溫堆自然循環(huán)系統(tǒng)進(jìn)行整體模擬和計(jì)算分析。

圖1 TRISO顆粒結(jié)構(gòu)剖面圖Fig.1 Cross-section of TRISO.

圖2 堆芯結(jié)構(gòu)俯視圖Fig.2 Top view of core.

圖4 一體化小型氟鹽冷卻高溫堆結(jié)構(gòu)簡(jiǎn)圖Fig.4 Structure of the integral small modular reactor.

表1 盤管式換熱器參數(shù)Table 1 Parameters of coil heat exchanger.

2 計(jì)算方法

2.1 程序簡(jiǎn)介

RELAP5是輕水堆冷卻系統(tǒng)事故工況的瞬態(tài)行為最佳估算程序，初始由愛德華國家工程實(shí)驗(yàn)室為美國核管會(huì)開發(fā)，用于規(guī)則制定、許可審查計(jì)算、事故減緩措施評(píng)估、操作員規(guī)程評(píng)價(jià)和實(shí)驗(yàn)計(jì)劃分析。RELAP5程序采用一維、瞬態(tài)、雙流體、六方程水力學(xué)模型，可用于輕水堆系統(tǒng)安全及熱工水力實(shí)驗(yàn)系統(tǒng)的計(jì)算分析[5]。

RELAP5程序廣泛應(yīng)用于輕水堆核電廠的系統(tǒng)安全分析，被用于對(duì)失水事故、未能緊急停堆的預(yù)計(jì)瞬態(tài)、給水喪失、失去場(chǎng)外電源和全廠斷電等輕水堆事故進(jìn)行模擬計(jì)算。

中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所和上海交通大學(xué)合作對(duì)RELAP5/MOD4.0進(jìn)行了修改[6?7]，使其適用于熔鹽堆分析。修改后程序命名為RELAP5-MS。RELAP5-MS相對(duì)于其他版本，增加了換熱模型接口和更多流體工質(zhì)特性，如FLiBe、Na、Pb-Bi等，但該程序并沒有適用于盤管換熱器的換熱模型。

2.2 程序修改

目前的 RELAP5-MS 還不能直接應(yīng)用于一體化小型氟鹽冷卻高溫堆系統(tǒng)分析。因此，首先對(duì)程序進(jìn)行了修改，主要將適用于盤管換熱器一次側(cè)和二次側(cè)的換熱模型植入進(jìn) RELAP5-MS，使程序適用于一體化小型氟鹽冷卻高溫堆自然循環(huán)系統(tǒng)分析。

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆采用盤管換熱器，換熱時(shí)一次側(cè)流體橫掠換熱管，Khan等[8]對(duì)于流體橫掠管束進(jìn)行了大量研究，針對(duì)不同的橫向管間距，縱向管間距和管束的排列方式等做了大量研究，并得出一系列的換熱關(guān)系式。本文將根據(jù)需要，選取合適的換熱關(guān)系式，并植入RELAP5-MS系統(tǒng)程序。

一次側(cè)自然循環(huán)[9]：

二次側(cè)強(qiáng)迫循環(huán)[10]：

2.3 程序驗(yàn)證

通過對(duì)比理論計(jì)算結(jié)果和修改后的RELAP5-MS模擬計(jì)算結(jié)果來驗(yàn)證修改換熱模型后的程序正確性。

圖5(a)為驗(yàn)證模型，模型采用FLiBe[11]作為熱熱工質(zhì)。工質(zhì)流過外壁面1300K恒溫管道，管道內(nèi)徑為0.1 m，外徑為0.12m，長0.6 m，采用不銹鋼材質(zhì)。為驗(yàn)證在較大范圍內(nèi)雷諾數(shù)情況下程序修改的準(zhǔn)確性，通過改變?nèi)肟诹髁康玫讲煌睦字Z數(shù)。

圖5(b)為驗(yàn)證模型RELAP5節(jié)點(diǎn)，100為時(shí)間控制體(Time-dependent volume, TMDPVOL)，110為時(shí)間控制接管，120為管型部件，劃分為1201?1206這6個(gè)節(jié)塊，130為接管部件，140為時(shí)間控制體，200為熱構(gòu)件。

理論計(jì)算結(jié)果和RELAP5-MS模擬結(jié)果見表2?？梢园l(fā)現(xiàn)，一次側(cè)和二次側(cè)模擬工況的雷諾數(shù)均分布在大范圍內(nèi)，可以滿足驗(yàn)證要求。比較一次側(cè)和二次側(cè)換熱系數(shù)理論計(jì)算結(jié)果和REALP5-MS模擬結(jié)果，相對(duì)誤差均保持在10?4數(shù)量級(jí)。因此，換熱模型修改正確，可以用于下一步的模擬計(jì)算。

圖5 驗(yàn)證模型(a)和模型節(jié)點(diǎn)(b)Fig.5 Verification model (a) and nodalization (b).

表2 一次、二次側(cè)換熱模型驗(yàn)證Table 2 Heat transfer model validation in primary and secondary side.

3 一體化小型氟鹽冷卻高溫堆系統(tǒng)建模

RELAP5-MS程序模擬一體化小型氟鹽冷卻高溫堆系統(tǒng)的節(jié)點(diǎn)如圖6所示，系統(tǒng)主要由兩個(gè)回路構(gòu)成。一回路為自然循環(huán)，主要由堆芯（100和110控制體）、上升通道（160控制體）、上腔室（180控制體）、穩(wěn)壓器（200控制體）、換熱器一次側(cè)（220控制體）、下降通道（260控制體）、下腔室（280控制體）構(gòu)成。二回路為強(qiáng)迫循環(huán)，主要由換熱器二次側(cè)（330控制體）、時(shí)間相關(guān)控制體和時(shí)間相關(guān)接管構(gòu)成。其中，時(shí)間相關(guān)控制體和時(shí)間相關(guān)接管用來確定二回路的壓力、溫度和流量邊界條件。

圖6 系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)Fig.6 Nodalization of system.

RELAP5在處理堆芯時(shí)有以下幾種方法：

1) 將堆芯作為一個(gè)平均通道來處理，以研究堆芯平均特性；

2) 將堆芯劃分為一個(gè)平均通道和一個(gè)熱通道，以研究堆芯平均通道和熱通道的特性；

3) 將堆芯劃分為三個(gè)通道熱通道、平均通道和冷通道，以分別研究堆芯熱通道、平均通道和冷通道的特性；

4) 根據(jù)堆芯的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)或所裝載核燃料富集度的不同進(jìn)行分區(qū)劃分。

在事故安全分析中，以熱通道的參數(shù)作為安全判斷的依據(jù)，因此本文的計(jì)算模型中，采用第二種方案，將堆芯分為熱通道和平均通道，其中100控制體為熱通道，110為平均通道。

一回路采用自然循環(huán)的冷卻方式，在穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)，其主要特征為密度差產(chǎn)生的浮升力等于流動(dòng)阻力。因此，阻力系數(shù)直接影響自然循環(huán)流動(dòng)速率，即直接影響自然循環(huán)能力，從而進(jìn)一步影響整個(gè)回路的溫度分布。

在整個(gè)回路中，流動(dòng)阻力分為兩部分：一部分由于流體流過壁面產(chǎn)生的沿程阻力；另一部分為設(shè)備形狀變化所產(chǎn)生的局部阻力系數(shù)。

計(jì)算沿程阻力系數(shù)時(shí)，采用RELAP5-MS內(nèi)置的阻力模型。

計(jì)算局部阻力系數(shù)時(shí)，又分為兩部分：一部分為流體橫掠換熱管束所產(chǎn)生的阻力；另一部分為流道形狀變化所產(chǎn)生的。其中，流體橫掠換熱管束產(chǎn)生的阻力采用以下模型[9]：

式中：NL為管束總排數(shù)；χ和f根據(jù)圖7所得。流道形狀變化所產(chǎn)生的流動(dòng)阻力系數(shù)根據(jù)文獻(xiàn)[12]選取。

圖7 盤管換熱器摩阻系數(shù)Fig.7 Coefficients of friction resistance of coil heat exchanger.

另一方面，堆芯反應(yīng)性系對(duì)于系統(tǒng)瞬態(tài)特性具有重大影響。為了建立準(zhǔn)確的系統(tǒng)模型，需根據(jù)堆芯設(shè)計(jì)計(jì)算出準(zhǔn)確的堆芯反應(yīng)性系。橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室利用SCALE6程序，針對(duì)SmAHTR堆芯的燃料，冷卻劑和慢化劑反應(yīng)性系數(shù)進(jìn)行了計(jì)算，如表3所示[3]。

表3 堆芯反應(yīng)性系數(shù)Table 3 Reactivity coefficient of core.

4 計(jì)算結(jié)果及分析

本文模擬分析了其在滿功率運(yùn)行時(shí)的穩(wěn)態(tài)特性。在此基礎(chǔ)之上，對(duì)兩個(gè)典型的事故（反應(yīng)性引入事故和失熱阱事故）進(jìn)行了初步分析，得到其瞬態(tài)特性。

根據(jù)反應(yīng)堆的總體設(shè)計(jì)參數(shù)，在滿足反應(yīng)堆堆芯產(chǎn)熱量與熱傳輸系統(tǒng)熱傳輸能力相匹配的條件下，為保證反應(yīng)堆的安全性，設(shè)定以下熱工水力設(shè)計(jì)限值，具體設(shè)計(jì)限值如表4所示。

表4 熱工設(shè)計(jì)限值Table 4 Thermal design limits.

4.1 穩(wěn)態(tài)特性分析

根據(jù)整個(gè)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)參數(shù)，分析了滿功率運(yùn)行時(shí)，其穩(wěn)態(tài)運(yùn)行特性，并得到其穩(wěn)態(tài)運(yùn)行參數(shù)，如表5所示。

表5 穩(wěn)態(tài)運(yùn)行參數(shù)Table 5 Operation parameters of steady state.

4.2 瞬態(tài)特性分析

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆具有三個(gè)特點(diǎn)：1)采用熔鹽作為冷卻劑；2) 堆芯采用自然循環(huán)的冷卻方式；3) 換熱器采用一體化布置于堆芯。根據(jù)這些特性可確定其設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故主要有兩類：1) 反應(yīng)性引入事故；2) 失熱阱事故。本文在滿功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行的基礎(chǔ)上，主要針對(duì)這兩類事故進(jìn)行瞬態(tài)分析。

4.2.1 反應(yīng)性引入事故分析

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆中，一回路處于低壓運(yùn)行狀態(tài)，控制棒彈出事故發(fā)生的可能性很低，即階躍引入反應(yīng)性的可能性很低，因此，引起反應(yīng)性引入事故的主要因素為：控制棒失控提出。本文假設(shè)1 s內(nèi)線性引入6×10?4反應(yīng)性。

事故序列：a) 堆芯從500 s時(shí)刻開始，在1 s內(nèi)引入6×10?4反應(yīng)性；b) 緊急停堆系統(tǒng)未能啟動(dòng)；c) 反應(yīng)堆壓力容器外壁保守假設(shè)為絕熱。

從圖8(a)可以看到，在500 s時(shí)刻，堆芯引入6×10?4反應(yīng)性，使得堆芯反應(yīng)性急劇升高。從而導(dǎo)致堆芯功率也急劇升高，從圖8(b)可以看出，功率瞬態(tài)最高達(dá)到153 MW左右。功率的急劇升高使得堆芯冷卻劑和燃料棒的溫度也急劇升高，如圖9所示，堆芯出口冷卻劑的溫度由原來的980 K左右上升到992 K附近，燃料芯塊的最高溫度由原來的1410 K左右上升到1 460 K附近，燃料包殼溫度由原來的1 210 K左右上升到1 240 K附近，如圖10所示。

但是，由于反饋效應(yīng)，冷卻劑、燃料和包殼等因?yàn)闇囟群兔芏茸兓瘜?duì)整個(gè)堆芯的反應(yīng)性產(chǎn)生影響，因此抑制了堆芯的溫度持續(xù)上升，從圖8(a)可以看出，在反應(yīng)性達(dá)到6×10?4最大值時(shí)，反應(yīng)性開始下降，并且逐漸以小幅度震蕩的趨勢(shì)趨于0，而功率也是緩慢降低并且達(dá)到一個(gè)新的穩(wěn)態(tài)值138MW。

另外，從堆芯出口冷卻劑的溫度變化率可以發(fā)現(xiàn)，在冷卻劑溫度上升的過程中，其變化率先增大，后減小。主要原因是由于在前半階段，反應(yīng)性引入導(dǎo)致功率急劇上升，表現(xiàn)在溫度上即為其溫度的變化率增加。而在后期，由于負(fù)反饋的作用，功率下降，溫度變化率降低。

圖8 反應(yīng)性(a)和功率(b)變化曲線Fig.8 Change curves of reactivity (a) and power (b).

圖9 堆芯冷卻劑進(jìn)出口(a)和燃料芯塊和燃料包殼(b)溫度變化曲線Fig.9 Temperature variation curves of reactor core inlet and outlet (a) and fuel pellet center peak and clad peak (b).

圖10 燃料芯塊和包殼徑向溫度分布Fig.10 Temperature distributions of fuel pellet and clad in radial direction.

圖11 為堆芯流量的變化，從圖11可以看出，在反應(yīng)性引入的時(shí)刻(500 s)，堆芯的流量也急劇增加，由原來的413 kg·s?1增加到432 kg·s?1。這是由于隨著堆芯功率的增加，堆芯進(jìn)出口溫差增大，溫差的增大也導(dǎo)致堆芯冷卻劑的密度差增大，驅(qū)動(dòng)力增大，在此作用下，自然循環(huán)流量增加。而流量的增大又抑制溫度的上升，在此相互作用下，這個(gè)堆芯流量逐漸趨于一個(gè)新的穩(wěn)態(tài)值。最終堆芯功率穩(wěn)定在138 MW，堆芯冷卻劑最高溫度為992 K，燃料芯塊最高溫度為1460 K，燃料包殼最高溫度為1240 K。處于安全限值（燃料棒最高溫度低于1870K，冷卻劑溫度低于1 440 K，燃料包殼溫度低于3 770 K）范圍內(nèi)。

4.2.2 失熱阱事故分析

事故序列：1) 堆芯從500 s時(shí)刻開始，二回路換熱器突然失效，喪失所有二回路冷卻劑流量；2)緊急停堆系統(tǒng)未能啟動(dòng)；3) 反應(yīng)堆壓力容器外壁保守假設(shè)為絕熱。

圖11 堆芯流量變化曲線Fig.11 Mass flux variation curve of reactor core.

由于二回路流量從事故開始（500 s時(shí)刻）在短時(shí)間內(nèi)全部喪失，因此，在換熱器二次側(cè)熱傳遞方式由原來的對(duì)流換熱變?yōu)闊醾鲗?dǎo)。而導(dǎo)熱系數(shù)相比于對(duì)流換熱系數(shù)很小，因此導(dǎo)致堆芯入口溫度急劇升高，如圖12所示，堆芯入口溫度由穩(wěn)態(tài)的860 K逐漸升高。并且，二回路流量喪失導(dǎo)致堆芯進(jìn)出口溫度逐漸趨于一致。由于堆芯采用自然循環(huán)的冷卻方式，因此進(jìn)出口溫差大小決定堆芯流量的大小。當(dāng)堆芯進(jìn)出口溫度趨于一致時(shí)，進(jìn)出口溫差的降低，冷卻劑驅(qū)動(dòng)力降低，導(dǎo)致堆芯流量的下降，如圖13所示。

圖12 堆芯冷卻劑進(jìn)出口溫度變化曲線Fig.12 Temperature variation curves of reactor core inlet and outlet.

如圖14所示，從燃料芯塊和燃料包殼最高溫度變化曲線看出，燃料包殼最高溫度先上升，然后逐漸下降。這是由于在開始階段，冷卻劑溫度急劇升高，導(dǎo)致包殼與冷卻劑溫差降低，對(duì)流換熱系數(shù)降低，導(dǎo)致包殼溫度有一個(gè)很明顯的上升過程。而對(duì)于燃料芯塊最高溫度，其主要依靠導(dǎo)熱將熱量導(dǎo)出芯塊。而燃料芯塊導(dǎo)熱系數(shù)比較小，因此溫度上升過程相對(duì)于燃料包殼不明顯。

圖13 堆芯冷卻劑流量變化曲線Fig.13 Variation curve of coolant flow rate.

在圖12中，堆芯冷卻劑溫度上升，此時(shí)在冷卻劑和燃料棒溫度和密度對(duì)反應(yīng)性負(fù)反饋的作用下，堆芯反應(yīng)性急劇降低，如圖15(a)所示，反應(yīng)性在短時(shí)間急劇降低到?1.5×10?4。同時(shí)，由于反應(yīng)性的急劇降低，堆芯功率也急劇降低，如圖15(b)所示。

圖14 燃料芯塊和燃料包殼最高溫度變化曲線Fig.14 Peak temperature variation curves of fuel pellet center and clad.

根據(jù)圖15(a)反應(yīng)性變化曲線，整個(gè)堆芯反應(yīng)性在降到最低點(diǎn)后開始上升。與此同時(shí)，冷卻劑溫度還在上升，而燃料芯塊和燃料包殼的溫度在降低。導(dǎo)致這個(gè)現(xiàn)象的原因是在堆芯中冷卻劑的溫度和密度負(fù)反饋系數(shù)遠(yuǎn)小于燃料芯塊的溫度負(fù)反饋系數(shù)，燃料芯塊負(fù)反饋系數(shù)對(duì)于反應(yīng)性的調(diào)節(jié)作用更大。由于燃料棒溫度降低，引入一個(gè)較大的正反饋系數(shù)，因此，在反應(yīng)性降低到最低點(diǎn)之后，反應(yīng)性開始升高。但由于此時(shí)，堆芯一直處于次臨界狀態(tài)，因此功率逐漸降低，直至停堆。

此時(shí)，整個(gè)反應(yīng)堆只剩下堆芯衰變功率。在分析過程中保守假設(shè)壓力容器外壁為絕熱，在衰變功率的作用下，堆芯進(jìn)入緩慢的升溫期，由于冷卻劑熔鹽和石墨熱容很大，整個(gè)升溫過程緩慢，如圖12和14所示。在分析的時(shí)間范圍內(nèi)(140 h)，燃料棒和冷卻劑溫度均在1150 K以下，處于安全限值（燃料棒最高溫度低于1870 K，冷卻劑溫度低于1440K）范圍內(nèi)。

圖15 反應(yīng)性(a)和功率(b)變化曲線Fig.15 Variation curves of reactivity (a) and power (b).

5 結(jié)語

一體化小型氟鹽冷卻高溫堆具有采用熔鹽作為冷卻劑、堆芯采用自然循環(huán)的冷卻方式、換熱器采用一體化布置于堆芯的特點(diǎn)。使用修改后的RELAP5-MS程序?qū)σ惑w化小型氟鹽高溫堆的動(dòng)態(tài)特性進(jìn)行了初步分析。分別討論了在兩種事故（無保護(hù)反應(yīng)性引入事故；無保護(hù)失熱阱事故）工況下一體化小型氟鹽高溫堆的瞬態(tài)特性。得出以下結(jié)論：

1) 在反應(yīng)性引入事故工況下，由于自然循環(huán)的存在，無需人為操作，堆芯冷卻劑流量隨著功率動(dòng)態(tài)變化，整個(gè)堆芯可以在短時(shí)間內(nèi)達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)值。

2) 在失熱阱事故工況下，完全喪失冷卻劑時(shí)，由于負(fù)反饋的調(diào)節(jié)作用，反應(yīng)堆自動(dòng)降低到次臨界狀態(tài)并實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆。在衰變功率的作用下，不考慮余熱排出系統(tǒng)的作用，燃料組件和冷卻劑溫度上升緩慢，在140 h內(nèi)，燃料棒和冷卻劑溫度均處于安全限值以內(nèi)，為工作人員采取進(jìn)一步措施提供了足夠時(shí)間，有效降低了事故進(jìn)一步擴(kuò)大的風(fēng)險(xiǎn)。一回路采用自然循環(huán)冷卻的一體化小型氟鹽冷卻高溫堆具有良好的固有安全性。

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Transient analysis of the integral small modular fluoride molten salt cooled high temperature reactor

XIE Xuesong1,2,3CHENG Maosong1HE Zhaozhong1WANG Kai1DAI Zhimin1,3
1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)
2(University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China)
3(Shanghai Tech University, Shanghai 201210, China)

Background: Safety and economy is the goal of the next generation of nuclear power system as important indexes in the development of nuclear power system. According to the characteristics of fluoride molten salt reactor, the concept of the integral small modular fluoride molten salt cooled high temperature reactor which uses natural circulation for residual heat removal is proposed. Purpose: This study aims to analyze the transient characteristics under two kinds of incidents: the reactivity insertion incident and the heat sink loss incident. Methods: Based on the basis of the steady state simulation, modified RELAP5-MS software is employed to analyze the two kinds of incidents. Results: In the case of the reactivity insertion incident, as a result of the existence of natural circulation, the coolant flow rate of core changes dynamically with the core temperature, and reaches a new steady state eventually. The power of the core reduces gradually because of the negative feedback, and the reactor shutsdown eventually under the circumstance of heat trap loss incident. Taking no account of the residual heat removal system conservatively, the fuel assembly and the coolant temperature rise slowly. Fuel and coolant temperature are within safe limits within 140 h. Conclusion: The results show that natural circulation for residual heat removal in the first loop will guarantee the great safety features of the fluoride molten salt cooled high temperature reactor.

The integral small modular fluoride molten salt cooled high temperature reactor, RELAP5-MS, Natural circulation, Safety feature

XIE Xuesong, male, born in 1991, graduated from Harbin Engineering University in 2014, master student, focusing on nuclear reactor thermal-hydraulic

DAI Zhimin, E-mail: daizm@sinap.ac.cn

date: 2017-03-01, accepted date: 2017-03-10

TL333

10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.060603

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)(No.XDA02050)資助

謝雪松，男，1991年出生，2014年畢業(yè)于哈爾濱工程大學(xué)，現(xiàn)為碩士研究生，研究領(lǐng)域?yàn)榉磻?yīng)堆熱工水力

戴志敏，E-mail: daizm@sinap.ac.cn

2017-03-01，

2017-03-10

Supported by Strategic Pilot Science and Technology Project of Chinese Academy of Sciences (No.XDA02050)