TMSR-SF2全廠斷電事故分析

徐博 鄒楊 孫強(qiáng) 余笑寒

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TMSR-SF2全廠斷電事故分析

徐博1,2鄒楊1孫強(qiáng)1余笑寒1

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）

釷基熔鹽堆-固態(tài)燃料二號(hào)堆(Thorium Molten Salt Reactor - Solid Fuel 2, TMSR-SF2)是基于球床熔鹽堆SF1 (Solid Fuel 1)的小型模塊化升級(jí)堆型，這種新概念堆結(jié)合了兩者的諸多優(yōu)點(diǎn)，目前已經(jīng)完成了預(yù)概念設(shè)計(jì)，對(duì)其進(jìn)行典型事故的分析與安全特性的評(píng)估成為當(dāng)前重要研究內(nèi)容。本文基于Relap5/MOD4.0程序，建立了反應(yīng)堆事故模型，進(jìn)行了全廠斷電事故的模擬，分析了反應(yīng)性、反應(yīng)堆功率、冷卻劑溫度和燃料溫度等關(guān)鍵參數(shù)的變化規(guī)律。結(jié)果表明，SF2在全廠斷電事故中具備高度安全性，其中固有安全性發(fā)揮了重要作用。此外還進(jìn)行了全廠斷電事故伴生不同事件的后果比對(duì)以及不同溫度反應(yīng)性系數(shù)的敏感性分析，證明了直接反應(yīng)堆輔助冷卻系統(tǒng)(Direct Reactor Auxiliary Cooling System, DRACS)在事故前期余熱排出能力的局限性，而依靠主泵可以最大限度利用熔鹽堆的熱惰性從而顯著緩解熔鹽堆堆芯過熱。

釷基熔鹽堆，小型模塊化堆，全廠斷電，安全事故分析，RELAP5

2002年第四代核能系統(tǒng)國際論壇提出了在2030年前研發(fā)6種第四代核能系統(tǒng)的目標(biāo)，其中包括熔鹽堆(Molten Salt Reactor, MSR)。2011年中國科學(xué)院啟動(dòng)了首批戰(zhàn)略性科技先導(dǎo)專項(xiàng)“未來先進(jìn)裂變能——釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)”[1]，由中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所主導(dǎo)進(jìn)行釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR)的研發(fā)與應(yīng)用。目前，TMSR中心已成為熔鹽堆的重要研發(fā)中心，其釷基熔鹽堆的關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)和設(shè)計(jì)研究均處于世界領(lǐng)先水平[2]。

釷基熔鹽堆-固態(tài)燃料二號(hào)堆(Thorium Molten Salt Reactor - Solid Fuel 2, TMSR-SF2)是基于SF1 (Solid Fuel 1)的小型模塊化升級(jí)堆型，除了保留熔鹽球床堆的堆芯結(jié)構(gòu)[3]、包覆顆粒燃料[4]、低壓高溫運(yùn)行環(huán)境、高熱惰性[5]、高安全裕度等固有安全性和依靠自然循環(huán)的非能動(dòng)余熱排出安全系統(tǒng)[6?7]等優(yōu)點(diǎn)外，還吸收小型模塊化的一體化設(shè)計(jì)、方便運(yùn)輸、就地裝卸、功率靈活、儲(chǔ)熱應(yīng)用等諸多特性，在安全、經(jīng)濟(jì)與適用廣度方面有了巨大的改進(jìn)。SF2可以滿足偏遠(yuǎn)地區(qū)發(fā)電供暖以及島嶼海水淡化等諸多特殊需求，尤其適用于中國國家重大戰(zhàn)略“一帶一路”途徑的國家和地區(qū)的熱電供。目前SF2已經(jīng)完成了其預(yù)概念設(shè)計(jì)?；緟?shù)：燃料元件為直徑3.0 cm球床；燃料球個(gè)數(shù)為874000；反應(yīng)堆熱功率384 MW；電功率170 MW；使用高溫氦氣布雷頓循環(huán)，轉(zhuǎn)換效率高達(dá)44%；采用四回路設(shè)計(jì)，冷卻劑分別為FLiBe、FLiNaK、KNO3與氦氣；一回路質(zhì)量流速1588 kg?s?1，進(jìn)出口溫度為600?700 °C；二回路質(zhì)量流速1809 kg?s?1，進(jìn)出口溫度534?740 °C；三回路質(zhì)量流速2500 kg?s?1，進(jìn)出口溫度503?588 °C；三條熔鹽回路額定壓強(qiáng)分別為4.0×105Pa、5.0×105Pa、6.0×105Pa；燃料、慢化劑、冷卻劑與反射層溫度反應(yīng)性系數(shù)分別為?3.95×10?5K?1、?1.69×10?5K?1、?0.68×10?5K?1與0.6×10?5K?1。

全廠斷電事故是因廠外干涉或誤操作導(dǎo)致主泵、渦輪等其他反應(yīng)堆用電設(shè)施失效的稀有事故(Class III)[8]。在傳統(tǒng)壓水堆中全廠斷電事故會(huì)導(dǎo)致所有回路失流，堆芯升溫突破安全限值引發(fā)嚴(yán)重后果，必須依靠堆芯緊急冷卻系統(tǒng)注入過量含硼水保證堆芯燃料元件始終淹沒直到事故緩解避免放射性釋放。然而SF2因?yàn)槔鋮s劑成本高昂無法采取類似策略，必須借助安全分析軟件對(duì)其進(jìn)行事故模擬，評(píng)估依靠固有安全性實(shí)現(xiàn)SF2安全停堆與后續(xù)堆芯長期冷卻的可行性與可靠性。從設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的角度考慮，熔鹽堆全廠斷電事故與失流事故、喪失熱阱事故、失去廠外電源事故有極強(qiáng)的相似性與包容性，對(duì)其分析研究具有重要意義。

1 計(jì)算模型

Relap5/MOD4.0為一維點(diǎn)堆兩相流分析程序，因此進(jìn)行安全分析前必須進(jìn)行節(jié)點(diǎn)化處理[9]，圖1為SF2在RELAP中的節(jié)點(diǎn)圖，包括反應(yīng)堆容器、三個(gè)回路、堆艙與直接反應(yīng)堆輔助冷卻系統(tǒng)(Direct Reactor Auxiliary Cooling System, DRACS)[10]。所有反應(yīng)堆元件的熱工水力參數(shù)、換熱關(guān)系式[11]、工質(zhì)物性等均做了等效化處理，以保證計(jì)算結(jié)果的準(zhǔn)確性。

圖1 TMSR-SF2節(jié)點(diǎn)圖

表1為SF2的安全限值，作為回路材料的哈氏合金相對(duì)于燃料元件與冷卻劑，安全裕度最低，704 °C以上其耐腐蝕性能會(huì)顯著下降，750 °C以上將無法保證支撐強(qiáng)度[12?13]。因此一回路出口的冷卻劑溫度成為全廠斷電安全事故分析中最關(guān)注的物理量，直接決定了一回路物理邊界的安全性。

表2為SF2的保護(hù)參數(shù)與整定值，全廠斷電事故發(fā)生同時(shí)所有主泵惰轉(zhuǎn)，1 s延遲后控制棒失電落棒。為滿足事故保守假設(shè)，整定值誤差全取偏離初值一側(cè)。DRACS的額定余熱排出功率為額定熱功率的1.5%，理論上可以滿足堆芯衰變熱排出需求，但其自然循環(huán)過程建立需要至少61 s，因此SF2能否在堆芯實(shí)現(xiàn)熱平衡前保證安全限值不被突破成為最有價(jià)值的研究對(duì)象。

表1 安全限值

表2 保護(hù)參數(shù)與整定值

2 事故模擬

全廠斷電事故發(fā)生0 s時(shí)主泵失電惰轉(zhuǎn)，回路質(zhì)量流速迅速降低并穩(wěn)定在初始值的1.2%左右，1 s后控制棒下落停堆，1.1 s后一回路質(zhì)量流速低于整定值開啟DRACS閥門，至此SF2所有安全系統(tǒng)全部啟動(dòng)。

從反應(yīng)性變化曲線來看，依靠落棒引入的負(fù)反應(yīng)性占據(jù)了主導(dǎo)影響，甚至在圖2中燃料溫度開始上升前便實(shí)現(xiàn)了安全停堆。事故發(fā)生11.0 s后控制棒完成落棒動(dòng)作，停堆深度達(dá)到?9548×10?5，反應(yīng)堆熱功率平緩降低至額定熱功率的1%左右，全事故過程沒有任何臨界跡象。

圖3展示了反應(yīng)堆中重要溫度變化曲線，在惰轉(zhuǎn)引起的流速降低與停堆引起的功率降低共同作用下，事故前期堆芯溫度發(fā)生了一次較大波動(dòng)。前34s惰轉(zhuǎn)影響占據(jù)優(yōu)勢，堆芯處于過冷狀態(tài)，之后泵葉動(dòng)向釋放完畢，燃料球內(nèi)衰變熱開始積累使得溫度回升，一回路出口冷卻劑溫度在40 s后緊隨其后并在388 s時(shí)達(dá)到了全事故過程最大值727.8 °C。得益于DRACS完全開啟，自然循環(huán)逐步建立并排出堆芯余熱，冷卻劑沒有突破750 °C安全限值。事故發(fā)生27 min后，冷卻劑溫度回落至704 °C以下，不會(huì)對(duì)哈氏合金造成嚴(yán)重后果。

圖2 反應(yīng)性與反應(yīng)堆功率

圖3 冷卻劑與燃料溫度

圖4為堆芯經(jīng)過不同途徑對(duì)外釋放的衰變熱量比較結(jié)果，DRACS開啟后立刻達(dá)到額定余熱排出功率并保持不變，抗干擾能力遠(yuǎn)強(qiáng)于回路換熱器。而依靠惰轉(zhuǎn)與自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)的一二回路冷卻劑則通過換熱器在事故前期吸收了相當(dāng)一部分衰變熱。比較三條曲線在0?388 s時(shí)間段的積分總熱量：DRACS帶走5818 kW衰變熱，其他兩條分別為20337 kW與7912 kW?？梢奡F2的高熱惰性在事故前期相當(dāng)于一個(gè)臨時(shí)池式熱阱，且效果數(shù)倍于DRACS。事故中期，直到回路間熱平衡建立，通過換熱器的熱流量逐漸降低至額定熱功率的0.4%以下，余熱排出才由DRACS主要承擔(dān)?？梢?，SF2的熱惰性在面對(duì)事故瞬態(tài)沖擊時(shí)可以起到了良好的緩沖作用，為非能動(dòng)安全系統(tǒng)爭取了數(shù)百秒時(shí)間。

圖4 衰變熱傳導(dǎo)

事故后期，余排能力穩(wěn)定的DRACS提供了可靠的堆芯長期熱阱。雖然控制棒引入的過量負(fù)反應(yīng)性將衰變熱始終維持在額定熱功率的1.0%左右，低于DRACS 1.5%的設(shè)計(jì)參數(shù)，使圖5中余熱排出功率曲線略有下降，但這50%的設(shè)計(jì)余量可以大幅強(qiáng)化后期的安全冗余與熱平衡穩(wěn)定性。

圖5 DRACS質(zhì)量流速與余熱排出量

3 繼發(fā)事件

除了基于基準(zhǔn)假設(shè)的全廠斷電事故外，本文還研究了其他5種可能的繼發(fā)事件，分別為主泵維持運(yùn)行、未能停堆的預(yù)期瞬態(tài)(Anticipated Transients Without Scram, ATWS)、第二套控制棒落棒、主泵維持運(yùn)行且落棒失敗、DRACS失效。一共6種事故的燃料與冷卻劑最高溫度變化曲線如圖6所示。

顯然，ATWS作為超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故，其后果最為嚴(yán)重，停堆深度不足導(dǎo)致衰變熱超出了SF2固有安全性與DRACS的承受上限，冷卻劑最高溫度達(dá)到809.5 °C。但如果在ATWS事故中維持主泵運(yùn)行，可以借助回路熔鹽有效吸納堆芯積累的衰變余熱，冷卻劑最高溫度僅708.3 °C。DRACS失效工況初期與默認(rèn)工況完全一致，但1 h后開始出現(xiàn)差異。至于第二套停堆棒落棒工況，從宏觀結(jié)果來看與基準(zhǔn)事故根本沒有任何區(qū)別。

本文針對(duì)SAR圖像目標(biāo)和場景分類問題，提出了一種改進(jìn)的基于卷積神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)的SAR圖像分類算法。針對(duì)數(shù)據(jù)集訓(xùn)練樣本較少的問題，采用數(shù)據(jù)增強(qiáng)的方法人工地增加訓(xùn)練樣本的大小；為了解決卷積神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)中因網(wǎng)絡(luò)參數(shù)過多導(dǎo)致的過擬合問題，采用一種多尺度卷積模塊替代高層卷積層，在輸出層采用卷積和全局均值池化的組合替代全連接層。分別對(duì)MSTAR數(shù)據(jù)集和陜西渭南地區(qū)的高分辨率SAR圖像進(jìn)行目標(biāo)和場景分類實(shí)驗(yàn)，本文算法針對(duì)MSTAR 10類目標(biāo)和高分辨率SAR圖像3類場景的分類正確率分別達(dá)到了98.89%和91.85%；通過構(gòu)建相同深度的卷積神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)進(jìn)行對(duì)比實(shí)驗(yàn)，結(jié)果表明，本文算法有效地解決了網(wǎng)絡(luò)的過擬合問題。

圖6 燃料(a)和冷卻劑(b)最高溫度比較Fig.6 Maximum fuel (a) and coolant (b) temperature comparison.

基于以上結(jié)果，可以得到這6種事故的嚴(yán)重性排序：主泵運(yùn)行=默認(rèn)工況控制棒>>DRACS，后期為控制棒>DRACS>泵?？刂瓢襞cDRACS對(duì)事故的影響符合設(shè)計(jì)預(yù)期，但通過主泵運(yùn)行來抑制堆芯過熱有著更深層的啟示。泵作為能動(dòng)的非安全系統(tǒng)，在事故前期可以充分利用反應(yīng)堆熱惰性，“預(yù)支”回路熔鹽在中后期的吸熱量，與非能動(dòng)安全系統(tǒng)DRACS具有高度契合，后者50%的衰變余熱裕度恰好可以彌補(bǔ)前期“預(yù)支”效應(yīng)帶來的副作用，確保堆芯的長期冷卻狀態(tài)。

4 敏感性分析

由于SF2還處在預(yù)概念設(shè)計(jì)階段，關(guān)鍵參數(shù)的敏感性分析可以為后續(xù)設(shè)計(jì)提供重要的優(yōu)化參考。本文選擇燃料、冷卻劑、慢化劑與反射層的溫度反應(yīng)性反饋系數(shù)為分析對(duì)象，根據(jù)燃料與冷卻劑最高溫度評(píng)價(jià)其對(duì)事故安全的影響程度[14]。

圖7展示了4個(gè)反應(yīng)性系數(shù)上下各浮動(dòng)10%后與原事故結(jié)果的關(guān)鍵溫度差值。燃料、冷卻劑、反射層與慢化劑的反應(yīng)性系數(shù)的比例關(guān)系約為?12:?2:2:5，而其相應(yīng)穩(wěn)態(tài)影響結(jié)果分別為：1.19 °C、?0.77 °C、0.17 °C、?0.47 °C，比例關(guān)系約為10:?6:2:?4，可見燃料、反射層與慢化劑的影響幅度與其系數(shù)大小基本一致，但冷卻劑憑借熔鹽的自然循環(huán)增大了近三倍的影響份額。

在控制棒引入的負(fù)反應(yīng)性影響下，4個(gè)系數(shù)對(duì)事故后果的影響均不超過1.5 °C，不會(huì)對(duì)事故后果產(chǎn)生較大影響。由圖7可見，燃料對(duì)負(fù)反饋的影響程度在初期完全與反饋系數(shù)成正比，但進(jìn)入安全停堆階段后，燃料溫度隨之下降了40 °C（圖3），引入了正反應(yīng)性，造成150 s后溫差的迅速上升以平衡，這也是固有安全性對(duì)前期“預(yù)支”的一種補(bǔ)償。

圖7 冷卻劑最高溫度比較 (a) 上浮10%，(b) 下浮10%Fig.8 Maximum coolant temperature comparison. (a) Come-up 10%, (b) Lower 10%

5 結(jié)語

本文基于RELAP5安全分析軟件對(duì)小型固態(tài)燃料熔鹽堆TMSR-SF2的全廠斷電事故進(jìn)行了模擬分析，比對(duì)了不同伴生事件下堆芯重要安全參數(shù)的變化情況，并對(duì)重要反應(yīng)性系數(shù)進(jìn)行了敏感性分析，結(jié)果表明：

1) TMSR-SF2擁有顯著的固有安全性，在全廠斷電事故中控制棒可以自行落棒實(shí)現(xiàn)安全停堆，有效抑制了前期衰變熱對(duì)堆芯的溫度沖擊。DRACS擁有穩(wěn)定余排能力，有力保證了中后期堆芯的長期冷卻。燃料與冷卻劑最高溫度分別為781.1 °C與727.8 °C，超過704 °C的持續(xù)時(shí)間為1029 s，不會(huì)對(duì)哈氏合金產(chǎn)生嚴(yán)重?fù)p害。

2) 即使發(fā)生全廠斷電ATWS事故，SF2依然可以憑借負(fù)反應(yīng)性反饋實(shí)現(xiàn)安全停堆，但冷卻劑最高升至784.6 °C，威脅哈氏合金運(yùn)行安全。如果維持主泵運(yùn)行充分利用SF2的熱惰性則能中和堆芯過量的衰變余熱，保持冷卻劑溫度始終低于701.3 °C，后期借助DRACS的余熱設(shè)計(jì)裕量實(shí)現(xiàn)熱量平衡。

3) 通過比較不同伴生事件結(jié)果，可以總結(jié)出SF2安全系統(tǒng)在不同時(shí)期對(duì)堆芯安全的重要性排序。前期排序?yàn)椋罕?控制棒>>DRACS，后期為控制棒>DRACS>泵。證明了泵在事故前期卓越的溫度展平能力，以及作為非能動(dòng)安全系統(tǒng)的一種補(bǔ)充手段的可行性與必要性。

5) SF2這4種溫度反應(yīng)性反饋系數(shù)的影響程度依次為燃料>冷卻劑>慢化劑>反射層，由于熔鹽堆一回路冷卻劑的體積優(yōu)勢和流動(dòng)優(yōu)勢，增強(qiáng)冷卻劑的負(fù)反應(yīng)性反饋對(duì)強(qiáng)化固有安全性的效果最明顯。

1 江綿恒, 徐洪杰, 戴志敏. 未來先進(jìn)核裂變能——TMSR核能系統(tǒng)[J]. 中國科學(xué)院院刊, 2012, 27(3): 366?374. DOI: 10.3969/j.issn.1000-3045.2012.03.016. JIANG Mianheng, XU Hongjie, DAI Zhimin. Advanced fission energy program - TMSR nuclear energy system[J]. Bulletin of Chinese Academy of Sciences, 2012, 27(3): 366?374. DOI: 10.3969/j.issn.1000-3045.2012.03.016.

2 TMSR設(shè)計(jì)中心. 2 MW固態(tài)燃料釷基熔鹽實(shí)驗(yàn)堆概念設(shè)計(jì)報(bào)告[R]. 上海: 中國科學(xué)院釷基熔鹽堆核能系統(tǒng)研究中心, 2013, 9: 1?2. TMSR Design Center. Conceptual design report of solid fuel thorium based molten salt experimental reactor[R]. Shanghai: Thorium Based Molten Salt Reactor Nuclear Energy System Research Center of Chinese Academy of Sciences, 2013, 9: 1?2.

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Accident analyses of station blackout for TMSR-SF2

XU Bo1,2ZOU Yang1SUN Qiang1YU Xiaohan1

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)

Thorium fluoride salt reactor - solid fuel 2 (TMSR-SF2) is a small module reactor (SMR) based on the experimental prototype SF1. Its concept design combines many outstanding characteristics from fluoride high temperature reactor (FHR), and brings in or enhances many more attractive features inspired from the small module idea.This study aims to evaluate its operation performance and assess the safety limits during postulated transients.A preliminary analysis of station blackout (SBO) in SF2 is presented by using RELAP5/MOD4.0 code, relative hydraulic components have been equivalently modeled.Modification result shows that an immediate safety shutdown can be obtained and guaranteed by strong thermal inertia while passive safety system based on natural circulation can maintain long term cooling of the reactor core and guarantee no server consequences and sufficient redundancy. Several postulated initiating events and sensitivity analyses covering several reactivity coefficients are also performed to reveal their influence degree and tendency on final results.The conclusion is that the shutdown system is crucially responsible for short-term safety while a long-term reactor cooling has to depend on the direct reactor auxiliary cooling system (DRACS).

TMSR, Small module reactor, Station blackout, Accident analysis, RELAP5

XU Bo, male, born in 1990, graduated from University of Science and Technology of China in 2012, doctoral student, focusing on accident analysis of thorium molten salt reactor

ZOU Yang, E-mail: zouyang@sinap.ac.cn

2017-04-24, accepted date: 2017-05-03

TL364+.4

10.11889/j.0253-3219.2017.hjs.40.100601

徐博，男，1990年出生，2012年畢業(yè)于中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)，現(xiàn)為博士研究生，研究領(lǐng)域?yàn)殁Q基熔鹽堆反應(yīng)堆安全分析

鄒楊，E-mail: zouyang@sinap.ac.cn

2017-04-24，

2017-05-03

Supported by Strategic Priority Research Program of Chinese Academy of Sciences (No.XDA0201002), the Frontier Science Key Program of Chinese Academy of Sciences (No.QYZDY-SSW-JSC016)

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)(No.XDA0201002)、中國科學(xué)院前沿科學(xué)重點(diǎn)研究項(xiàng)目(No.QYZDY-SSW-JSC016)資助