辜峙钘，王 剛，汪 振，柏云清，*，F(xiàn)DS團(tuán)隊(duì)

（1.中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)，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(tuán)隊(duì)

（1.中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)，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(xué)與熱工水力學(xué)耦合的安全分析程序?qū)︺U鉍冷卻快堆概念設(shè)計(jì)模型的有停堆保護(hù)瞬態(tài)超功率（PTOP）和無(wú)停堆保護(hù)瞬態(tài)超功率（UTOP）進(jìn)行了模擬，并對(duì)反應(yīng)堆的安全特性進(jìn)行了分析。結(jié)果表明，在有停堆保護(hù)瞬態(tài)超功率過(guò)程中，由于停堆保護(hù)作用，燃料、包殼及冷卻劑溫度都遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于設(shè)計(jì)限值；對(duì)于無(wú)停堆保護(hù)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(dá)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(yīng)堆是安全的。

有保護(hù)瞬態(tài)超功率；無(wú)保護(hù)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(xiàn)的同時(shí)也遇到了不少難題與挑戰(zhàn)。一個(gè)是核安全問(wèn)題，福島核事故發(fā)生后，核安全問(wèn)題再次被提到了新的高度［1，2］。為從根本上解決核安全問(wèn)題，非能動(dòng)特性已成為先進(jìn)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的共同原則［3］，這就要求從核電設(shè)備設(shè)計(jì)方面提升核電安全［4］。另一個(gè)是核廢料的后處理及可持續(xù)發(fā)展問(wèn)題。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)是用于解決核廢料問(wèn)題的有效堆型［5，6］，而快堆是實(shí)現(xiàn)燃料增殖，解決核能可持續(xù)發(fā)展問(wèn)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(jìn)堆的6個(gè)反應(yīng)堆型中，有3個(gè)是快堆。中國(guó)科學(xué)院核能安全技術(shù)研究所基于以往在加速器驅(qū)動(dòng)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(yàn)，提出了一種鉛鉍冷卻的10MW快堆，并已完成了概念設(shè)計(jì)。

瞬態(tài)超功率是反應(yīng)堆設(shè)計(jì)必須考慮的典型事故之一，主要是由反應(yīng)性引入導(dǎo)致的［19，20］。由于臨界模式運(yùn)行的反應(yīng)堆與次臨界相比對(duì)反應(yīng)性引入更加敏感，因此對(duì)臨界模式運(yùn)行的快堆，考查該事故工況下反應(yīng)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(yīng)堆在該事故工況下的安全特性，必須采用中子學(xué)與熱工水力學(xué)耦合方法對(duì)反應(yīng)堆瞬態(tài)工況進(jìn)行模擬。大部分基于中子學(xué)與熱工水力學(xué)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(xué)模塊均采用零維點(diǎn)堆動(dòng)力學(xué)模型，這種模型沒(méi)有考慮中子通量的時(shí)空效應(yīng)。FDS（Fission&Fusion Design Study）團(tuán)隊(duì)自主研發(fā)了中子學(xué)與熱工水力學(xué)耦合的反應(yīng)堆瞬態(tài)及嚴(yán)重事故安全分程序NTC（Neutronicsand ThermalhydraulicsCoupled simulation program）-2D，其中子學(xué)部分求解基于離散縱標(biāo)及準(zhǔn)靜態(tài)方法的中子輸運(yùn)方程，可精確模擬中子通量的時(shí)間與空間分布及反應(yīng)性負(fù)反饋；程序的熱工水力學(xué)部分為基于多速度場(chǎng)、多相流、多介質(zhì)的流體動(dòng)力學(xué)模型；軟件中子學(xué)與熱工水力學(xué)兩部分之間，通過(guò)各自的關(guān)鍵參數(shù)計(jì)算結(jié)果相互傳遞完成耦合。

本文利用反應(yīng)堆瞬態(tài)及嚴(yán)重事故安全分析程序的二維版本NTC-2D，以FDS團(tuán)隊(duì)提出的鉛鉍冷卻快堆概念設(shè)計(jì)模型為例，對(duì)其有保護(hù)和無(wú)保護(hù)瞬態(tài)超功率兩種瞬態(tài)工況進(jìn)行模擬及安全分析。

1 鉛鉍冷卻快堆NTC-2D計(jì)算模型

1.1 主要設(shè)計(jì)參數(shù)

FDS團(tuán)隊(duì)提出的快堆模型是運(yùn)行在臨界模式下依靠自然循環(huán)驅(qū)動(dòng)的鉛鉍合金冷卻的池式反應(yīng)堆。設(shè)計(jì)熱功率為10MW，主回路包含4個(gè)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(dòng)，運(yùn)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(jì)算模型

基于以往NTC-2D程序在聚變堆安全分析上的應(yīng)用［23-25］，本文利用NTC-2D程序?qū)DS團(tuán)隊(duì)提出的鉛鉍冷卻快堆概念設(shè)計(jì)模型的有保護(hù)超功率和無(wú)保護(hù)瞬態(tài)超功率工況分別進(jìn)行了安全分析。NTC-2D為二維安全分析程序，反應(yīng)堆可按圓柱體處理，由于對(duì)稱性只需要考慮反應(yīng)堆的徑向和軸向分布，圖1中給出了基于NTC-2D的計(jì)算模型。模型將反應(yīng)堆徑向和軸向劃分成多個(gè)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(xué)及熱工水力學(xué)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(shí)際的尺寸進(jìn)行軸向網(wǎng)格的劃分，換熱器根據(jù)實(shí)際標(biāo)高進(jìn)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(guò)隔板隔絕開(kāi)，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(kāi)，下部與冷鉛鉍池連通。

圖1 NTC-2D計(jì)算模型Fig.1 NTC-2D calculationm odel

2 計(jì)算結(jié)果與分析

2.1 穩(wěn)態(tài)工況計(jì)算

為了給后續(xù)瞬態(tài)模擬提供基礎(chǔ)，同時(shí)考查反應(yīng)堆的自然循環(huán)特性，首先進(jìn)行了穩(wěn)態(tài)模擬，計(jì)算結(jié)果參見(jiàn)表1。從表1中可以看到，每項(xiàng)計(jì)算參數(shù)與設(shè)計(jì)值的相對(duì)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(yùn)行時(shí)反應(yīng)堆溫度場(chǎng)。

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(yīng)堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行溫度場(chǎng)Fig.3 Temperature distribution in steady stateof the reactor

2.2 有保護(hù)瞬態(tài)超功率計(jì)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(shè)為：事故發(fā)生在100%額定功率時(shí)，由于調(diào)節(jié)棒失控提升，導(dǎo)致每秒引入0.07β的反應(yīng)性，持續(xù)4 s，共引入0.28β的反應(yīng)性；事故過(guò)程中假定換熱器為理想換熱器；對(duì)于有保護(hù)瞬態(tài)超功率的情況，當(dāng)功率達(dá)到額定功率的1.15倍時(shí)，觸發(fā)停堆保護(hù)信號(hào)，反應(yīng)堆延遲1 s停堆。計(jì)算結(jié)果分別如圖4、圖5和圖6所示。

如圖4所示，反應(yīng)性引入在第15 s開(kāi)始發(fā)生，2 s后堆功率達(dá)到停堆整定值，觸發(fā)停堆信號(hào)。在反應(yīng)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(yīng)堆功率趨于穩(wěn)定。

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

圖5 在有保護(hù)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(shí)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(shí)，4個(gè)值基本都在550K左右，遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于安全限值。圖6為各個(gè)通道內(nèi)冷卻劑質(zhì)量流率隨時(shí)間的變化。

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

2.3 無(wú)停堆保護(hù)瞬態(tài)超功率計(jì)算

無(wú)停堆保護(hù)瞬態(tài)超功率工況的初始條件及反應(yīng)性引入方式、大小與有保護(hù)瞬態(tài)超功率相同，只是認(rèn)為在整個(gè)瞬態(tài)工況過(guò)種中無(wú)停堆。

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

圖7在無(wú)保護(hù)瞬態(tài)超功率事故工況下功率及反應(yīng)性隨時(shí)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(shí)間的變化。由圖可見(jiàn)，冷卻劑、包殼及燃料芯塊溫度由于反應(yīng)性的引入急劇上升，然后在燃料多普勒效應(yīng)及冷卻劑溫度負(fù)反饋的共同作用下，在約200s之后達(dá)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(wú)保護(hù)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(shí)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(gè)通道冷卻劑質(zhì)量流率隨時(shí)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(dá)到穩(wěn)定。

圖9 在無(wú)保護(hù)瞬態(tài)超功率事故工況下每個(gè)通道內(nèi)冷卻劑質(zhì)量流率隨時(shí)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(xué)與熱工水力學(xué)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(yīng)堆具有良好的自然循環(huán)特性。

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

（3）在無(wú)保護(hù)瞬態(tài)超功率事故工況下，計(jì)算結(jié)果表明，在整個(gè)瞬態(tài)過(guò)程中，冷卻劑、包殼及燃料的峰值溫度均低于安全限值，同時(shí)由于反應(yīng)堆內(nèi)存在的反應(yīng)性負(fù)反饋，在事故發(fā)生后約200 s時(shí)，反應(yīng)堆達(dá)到了新的穩(wěn)態(tài)。

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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(dǎo)科技專項(xiàng)，項(xiàng)目編號(hào)XDA 03040000；國(guó)家自然科學(xué)基金重大研究計(jì)劃項(xiàng)目，項(xiàng)目編號(hào)91026004

辜峙钘（1987—），男，四川簡(jiǎn)陽(yáng)人，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆安全分析相關(guān)工作

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