焦小偉 王 凱 何兆忠 陳 堃

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

固態(tài)熔鹽堆全廠斷電ATWS事故工況下的堆芯安全探討

焦小偉 王 凱 何兆忠 陳 堃

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

利用修改后的適用于固態(tài)熔鹽堆的RELAP5/MOD4.0系統(tǒng)分析程序，對固態(tài)熔鹽堆全廠斷電ATWS (Anticipated Transient Without Scram)事故進行了分析。主回路系統(tǒng)進行了合理簡化建模，模擬系統(tǒng)在全廠斷電ATWS事故時非能動余熱排出系統(tǒng)有效與否兩種情況下的瞬態(tài)響應(yīng)過程。分析結(jié)果表明：非能動余熱排出系統(tǒng)在全廠斷電ATWS事故初期作用不明顯，但長期作用較明顯，投入使用后最終將使堆芯溫度和主冷卻劑溫度達到穩(wěn)定；對于固態(tài)熔鹽堆來說，即使非能動余熱排出系統(tǒng)失效，燃料元件溫度上升也很緩慢，給人員干預(yù)采取必要措施提供了超過20天的寬限時間。分析結(jié)果表明了固態(tài)熔鹽堆在應(yīng)對極端事件時具有高的安全性。.

固態(tài)熔鹽堆，全廠斷電ATWS，非能動余熱排出系統(tǒng)，RELAP5/MOD4.0

固態(tài)熔鹽堆是一種新型的高溫堆，采用包覆顆粒球形元件或板型元件，高溫熔融氟鹽作為冷卻劑，石墨作為慢化劑。國際上也稱之為氟鹽冷卻高溫堆(Floride salt-cooled high temperature reactors, FHRs)，是21世紀初由美國科學(xué)家提出的新的反應(yīng)堆概念。固態(tài)熔鹽堆結(jié)合了高溫氣冷堆、液態(tài)熔鹽堆和鈉冷快堆的優(yōu)點，擁有高的固有安全性。在壓水堆等傳統(tǒng)反應(yīng)堆的事故分析中，全廠斷電(Station Blackout, SBO)是對堆芯損壞頻率貢獻最大的主要始發(fā)事件。福島核事故也證明了在全廠斷電情況下核電廠的脆弱性[1]。全廠斷電ATWS (Anticipated Transient Without Scram)是全廠斷電事故的發(fā)展和繼續(xù)，在固態(tài)熔鹽堆中，全廠斷電ATWS是發(fā)生概率極低的事故，其事故后果較之于其他設(shè)計基準事故更為嚴重，它將導(dǎo)致堆芯的熱量無法及時導(dǎo)出，引起堆芯燃料溫度上升，影響反應(yīng)堆安全[2]。因此，對固態(tài)熔鹽堆全廠斷電ATWS事故工況時堆芯安全的研究非常重要。

本文采用修改后的RELAP5/MOD4.0程序?qū)χ袊茖W(xué)院上海應(yīng)用物理研究所設(shè)計的固態(tài)釷基熔鹽堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR-SF1)進行了分析，評估了全廠斷電ATWS時非能動余熱排出系統(tǒng)(Passive Residual Heat Removal System, PRHR)有效與失效兩種情況下一回路主要參數(shù)的熱工水力特性，并對兩種情況下的堆芯安全特性進行了討論。

1 固態(tài)熔鹽堆簡介

固態(tài)熔鹽堆結(jié)合了高溫氣冷堆、液態(tài)熔鹽堆和鈉冷快堆的優(yōu)點，采用為高溫氣冷堆開發(fā)的擁有高失效溫度限值的石墨包覆顆粒燃料，冷卻劑使用液態(tài)熔鹽堆上成功應(yīng)用的高沸點液態(tài)熔鹽，并借鑒了鈉冷堆的安全系統(tǒng)以及布雷頓循環(huán)等技術(shù)。因此固態(tài)熔鹽堆具有良好的經(jīng)濟性、安全性、可持續(xù)性和防核擴散性，其商業(yè)化在當前技術(shù)基礎(chǔ)條件下具有極高的可行性[3]。

TMSR-SF1是10 MW固態(tài)燃料釷基熔鹽實驗堆[4]。其燃料元件采用高溫氣冷堆的三結(jié)構(gòu)同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆顆粒燃料球，TRISO的SiC包層對放射性物質(zhì)具有極高的包容性能，包覆顆粒處于1600oC以下時破損率極低。TMSR-SF1采用雙回路設(shè)計，主冷卻劑為FLiBe熔鹽，二回路冷卻劑為FliNaK熔鹽，一二回路均為低壓運行。反應(yīng)性控制采用控制棒實現(xiàn)溫度調(diào)節(jié)、功率調(diào)節(jié)、燃耗補償和停堆等功能。TMSR-SF1的專設(shè)安全設(shè)施包括包容體、非能動反應(yīng)堆容器外殼散熱系統(tǒng)等設(shè)施。其中非能動反應(yīng)堆容器外殼散熱系統(tǒng)（非能動余熱排出系統(tǒng)）的設(shè)計目的是為了保證在能動的能量載出系統(tǒng)失效情況下或者發(fā)生一回路系統(tǒng)失流的事故工況下，堆芯的衰變熱能借助于熱傳導(dǎo)、自然對流換熱和熱輻射等自然機制的非能動方式，通過設(shè)置在反應(yīng)堆容器外殼外的空氣換熱器載出并釋放到大氣環(huán)境的最終熱阱，從而保證堆芯的長期冷卻。TMSR-SF1系統(tǒng)原理圖見圖1[4]。

圖1 TMSR-SF1系統(tǒng)原理圖Fig.1 Schematic of TMSR-SF1.

2 全廠斷電事故分析

2.1 事故描述

全廠斷電ATWS即為反應(yīng)堆在正常運行時，由突然發(fā)生失去廠外電源的擾動且應(yīng)急柴油發(fā)電機啟動失敗，造成反應(yīng)堆一次側(cè)和二次側(cè)冷卻劑泵等系統(tǒng)設(shè)備失去動力，導(dǎo)致反應(yīng)堆偏離正常的運行狀態(tài)，而在這瞬態(tài)過程中，假定反應(yīng)堆保護系統(tǒng)不能實現(xiàn)停堆這一功能。這是發(fā)生概率極低的事故。此后事故進一步發(fā)展，反應(yīng)堆升溫，最終借助于溫度負反饋而實現(xiàn)自動停堆。在事故發(fā)生后，非能動余熱排出系統(tǒng)有效或失效將影響堆芯最終的狀態(tài)。若非能動余熱排出系統(tǒng)有效，堆芯剩余發(fā)熱將由余熱排出系統(tǒng)安全載出；若系統(tǒng)失效，堆芯溫度將持續(xù)上升，這是后果最嚴重的假想事故[5]。

2.2 方法與假設(shè)

2.2.1 計算軟件介紹

針對固態(tài)熔鹽堆，目前國內(nèi)外尚無合適的系統(tǒng)分析程序，因此選擇壓水堆系統(tǒng)安全分析程序RELAP5/MOD4.0進行了修改。RELAP5/MOD4.0是由Innovative System Software (ISS)開發(fā)的RELAP5系列中最新版的輕水堆瞬態(tài)分析程序[6]。中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所在對該程序源代碼進行分析后，以源代碼為基礎(chǔ)，對其中兩個重要部分進行了修改，使程序能夠適用于固態(tài)熔鹽堆的系統(tǒng)分析[7?8]。

(1) 增加FLiNaK熔鹽物性，使其能夠進行二回路FLiNaK熔鹽的計算；

(2) 增加適用于球床堆芯的wakao換熱關(guān)系式，使程序適用于固態(tài)燃料球床堆芯的計算[9]。

在對修改后的程序進行測試和驗證后，修改后的RELAP5/MOD4.0可適用于現(xiàn)階段固態(tài)熔鹽堆的系統(tǒng)安全分析。

2.2.2 計算模型及假設(shè)

本文采用針對熔鹽堆修改過后的RELAP5/MOD4.0對TMSR-SF1一回路系統(tǒng)進行建模分析，節(jié)點示意圖見圖2?？刂企w900模擬堆芯流道?？刂企w930為下降環(huán)腔，與之進行熱交換的控制體410為非能動余熱排出系統(tǒng)，用作為邊界條件的時間控制體400和410作為非能動余熱排出系統(tǒng)的進出口?？刂企w130表示雙熔鹽換熱器。二回路同樣由時間控制體200和220作為輸入和輸出的邊界?？刂企w510為壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)[8?9]。

圖2 TMSR-SF1主回路RELAP5節(jié)點示意圖Fig.2 Nodalization of TMSR-SF1 primary loop for RELAP5.

分析中假設(shè)初始條件如下：

(1) 初始工況：a) 反應(yīng)堆初始功率為滿功率的102%；b) 反應(yīng)堆主回路冷卻劑初始平均溫度為名義值加上測量誤差(616.5 oC)；c) 反應(yīng)堆主回路質(zhì)量流量取名義值149.4kg·s?1；d) 堆芯裝量為滿裝量；e) 燃料溫度系數(shù)保守取?2.4pcm·K?1；f) 慢化劑溫度系數(shù)保守取?2.8pcm·K?1；g) 冷卻劑溫度系數(shù)保守取?1.06pcm·K?1；h) 反射層溫度系數(shù)保守取1.265pcm·K?1。

(2) 事故序列假設(shè)：a) 事故發(fā)生后0s，反應(yīng)堆一次側(cè)和二次側(cè)冷卻劑泵、反應(yīng)堆控制系統(tǒng)等系統(tǒng)設(shè)備失去動力；b) 控制棒全部卡住，未能實現(xiàn)緊急停堆；c) 不考慮應(yīng)急柴油發(fā)電機的啟動；d) 保守認為堆容器和管道都是絕熱的；e) 僅考慮非能動余熱排出系統(tǒng)作用，并分為兩種情況：一是事故發(fā)生后20s非能動余熱排出系統(tǒng)投入，并假定可帶走的熱量為常量9.9kW；二是非能動余熱排出系統(tǒng)失效。

2.3 計算結(jié)果及分析

根據(jù)事故序列假設(shè)中非能動余熱排出系統(tǒng)有效與否，全廠斷電ATWS事故后果分為兩種情況，圖3?7給出了這兩種情況下反應(yīng)堆熱工水力瞬態(tài)參數(shù)變化。

圖3 堆芯功率變化曲線 (a) 5 h，(b) 200 hFig.3 Reactor power vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

圖4 反應(yīng)性變化曲線 (a) 10 h，(b) 200 hFig.4 Reactivity vs. time. (a) 10 h, (b) 200 h

圖5 燃料最高溫度變化曲線 (a) 5 h，(b) 200 hFig.5 Highest fuel temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

圖6 燃料平均溫度變化曲線 (a) 5 h，(b) 200 hFig.6 Average fuel temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

圖7 主冷卻劑平均溫度變化曲線 (a) 5 h，(b) 200 hFig.7 Average coolant temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

2.3.1 事故工況下非能動余熱排出系統(tǒng)有效

TMSR-SF1在全廠斷電ATWS事故中，非能動余熱排出系統(tǒng)有效時計算得到的事故序列如下：

(1) 全廠斷電，主泵及二次側(cè)泵停轉(zhuǎn)，0.0s；

(2) 非能動余熱排出系統(tǒng)投入工作，但假定所有控制棒全部卡住不能下落，二回路開始隔離，20.0s；

(3) 燃料元件最高溫度第一峰值1021.33K，40.0s；

(4) 二回路完成隔離，50.0s；

(5) 燃料元件最高溫度第二峰值995.43K，87.5h；

(6) 主冷卻劑溫度峰值992.74K，87.5h。

由于全廠斷電造成主冷卻劑泵、二次側(cè)熔鹽泵等設(shè)備失去動力，引起堆芯向一次側(cè)的傳熱減少，堆芯溫度上升，燃料元件最高溫度在事故后約40s時達到峰值1021.33K。同時，一次側(cè)冷卻劑平均溫度在事故初期出現(xiàn)短暫下降，此后吸收堆芯熱量溫度持續(xù)上升。由于控制棒無法動作，依靠自身固有的負反應(yīng)性系數(shù)，隨著堆芯和燃料溫度升高，反應(yīng)堆實現(xiàn)自動停堆，反應(yīng)堆功率在經(jīng)過一些波動后，在44.1h后降至額定功率的1%以下。

反應(yīng)堆停堆后，在剩余發(fā)熱作用下，堆芯進入緩慢的升溫過程。最終在非能動余熱排出系統(tǒng)的作用下，燃料平均溫度和冷卻劑平均溫度均達到平衡，燃料元件最高溫度在87.5h時達到995.43K的峰值；此時，主冷卻劑平均溫度也達到峰值992.74K。事故發(fā)展過程中，燃料溫度低于限值，燃料保持完整，一回路保持完整。

2.3.2 事故工況下非能動余熱排出系統(tǒng)失效

TMSR-SF1在全廠斷電ATWS事故中，非能動余熱排出系統(tǒng)失效時計算得到的事故序列如下：

(1) 全廠斷電，主泵及二次側(cè)泵停轉(zhuǎn)，0.0s；

(2) 非能動余熱排出系統(tǒng)未能投入工作，同時假定所有控制棒全部卡住不能下落，二回路開始隔離，20.0s；

(3) 燃料元件最高溫度第一峰值1021.32K，40.0s；

(4) 二回路完成隔離，50.0s；

(5) 燃料元件平均溫度持續(xù)上升；(6) 主冷卻劑平均溫度持續(xù)上升。

由于堆芯向一次側(cè)的傳熱減少，堆芯溫度上升，燃料元件最高溫度在事故后約40s時達到峰值1021.32K。同時，一次側(cè)冷卻劑平均溫度在事故初期出現(xiàn)短暫下降，此后吸收堆芯熱量溫度持續(xù)上升。反應(yīng)堆依靠自身固有的負反應(yīng)性系數(shù)，實現(xiàn)自動停堆，反應(yīng)堆功率在經(jīng)過一些波動后，在7.07h后降至額定功率的1%以下。

反應(yīng)堆停堆后，在剩余發(fā)熱作用下，堆芯進入緩慢的升溫過程。由于非能動余熱排出系統(tǒng)不能帶出堆芯熱量，而堆芯外壁面和冷卻劑管道壁面均保守地假設(shè)為絕熱的，因此燃料平均溫度和冷卻劑平均溫度將持續(xù)上升，在計算時間內(nèi)(200 h)，燃料元件最高溫度達到1334.13K；此時，主冷卻劑平均溫度達到1330.94K。

整個事故進程中，燃料溫度低于限值，保持完整性。冷卻劑溫度超過了結(jié)構(gòu)材料的溫度限值(977.15 K)，可能會導(dǎo)致主管道出現(xiàn)破損。但是由于堆芯容器內(nèi)有石墨反射層外還有保護容器，使得即使在主管道損傷的情況下，也能保持堆芯不裸露。

由于非能動余熱排出系統(tǒng)與一回路系統(tǒng)是獨立的，一回路故障影響非能動余熱排出系統(tǒng)功能的可能性非常小。

2.4 討論

通過計算分析全廠斷電ATWS事故發(fā)生時，非能動余熱排出系統(tǒng)有效和失效兩種情況下的熱工參數(shù)變化，可以發(fā)現(xiàn)在事故初期，兩種情況下的反應(yīng)堆功率、反應(yīng)性、燃料溫度和冷卻劑溫度變化趨勢基本相同。這表明非能動余熱排出系統(tǒng)的作用在事故發(fā)生初期一段時間內(nèi)并不明顯，對事故初期的發(fā)展影響很小。事故初期的發(fā)展依賴于熔鹽堆本身的熱容量，大的熱容量使得事故初期升溫緩慢。

隨著事故的發(fā)展，非能動余熱排出系統(tǒng)的作用開始顯現(xiàn)。非能動余熱排出系統(tǒng)有效時，反應(yīng)堆功率約需要44.1 h才能降到額定功率的1%以下，非能動余熱排出系統(tǒng)失效時這時間則僅需要約7.07 h就降到1%以下。這是由于非能動余熱排出系統(tǒng)的投入將使燃料溫度和冷卻劑溫度的上升速率降低，引入負反饋的速率也降低，因此堆功率要下降至同一水平，非能動余熱排出系統(tǒng)有效情況下將需要更長的時間。

在反應(yīng)堆因負反饋作用自動停堆后，由于反應(yīng)堆剩余發(fā)熱作用，兩種情況下的燃料元件和主冷卻劑均進入緩慢升溫的狀態(tài)。不同的是：在非能動余熱排出系統(tǒng)有效的情況下，事故發(fā)生87.5h后，燃料元件產(chǎn)生的熱量、主冷卻劑吸收的熱量和非能動余熱排出系統(tǒng)帶走的熱量將達到長期的平衡，并維持在一定值，燃料元件溫度低于失效溫度限值1893.15K；而在非能動余熱排出系統(tǒng)失效的情況下，燃料元件和主冷卻劑將持續(xù)上升，并持續(xù)引入負反應(yīng)性，但因負反饋停堆后，負反應(yīng)性的引入對功率的減少作用有限，燃料元件和主冷卻劑溫度隨著時間升高的趨勢接近于線性，由于主冷卻劑和石墨熱容量很大，溫度上升很緩慢，從圖7中的趨勢可以估算出燃料元件達到溫度限值約需要23天，為人員干預(yù)解決事故提供了足夠的準備和處理時間（超過20天）。

3 結(jié)語

利用修改后的RELAP5/MOD4.0程序?qū)MSR-SF1全廠斷電同時停堆失效的ATWS事故進行了分析。討論了非能動余熱排出系統(tǒng)有效與失效兩種情況下反應(yīng)堆的安全性，得出以下結(jié)論：

(1) 非能動余熱排出系統(tǒng)在全廠斷電同時停堆失效的ATWS事故初期作用不明顯，不會影響事故初期的發(fā)展趨勢；

(2) 非能動余熱排出系統(tǒng)作用會降低堆功率下降的速度；

(3) 非能動余熱排出系統(tǒng)的長期作用較明顯，投入使用后最終將使堆芯溫度和主冷卻劑溫度穩(wěn)定在一個可接受的水平；

(4) 即使非能動余熱排出系統(tǒng)失效，主冷卻劑和石墨的大熱容量也會使燃料元件溫度上升的很緩慢，給人員采取必要的干預(yù)措施提供了足夠的時間，操縱員干預(yù)的寬限時間達到了20天以上。

1 Volkanovski A, Pro?ek A. Station blackout and nuclear safety[C]. Slovenia: Proceedings of the International Conference Nuclear Energy for New Europe, 2011

2 黃洪文, 劉漢剛, 錢達志, 等. 池式研究堆高功率全廠斷電事故分析[J]. 核動力工程, 2012, 33(4): 13–16

HUANG Hongwen, LIU Hangang, QIAN Dazhi, et al. Accident analysis of station blackout of pool-type research reactor during high power operation[J]. Nuclear Power Engineering, 2012, 33(4): 13–16

3 Forsberg C, Hu L W, Peterson P F, et al. Fluoride-saltcooled High-temperature Reactors (FHRs) for power and process heat[R]. America: Massachusetts Institute of Technology, University of California at Berkeley, and University of Wisconsin, 2013

4 TMSR-SF1堆物理部. 10 MW固態(tài)釷基熔鹽實驗堆概念設(shè)計報告[R]. 上海: 中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所, 2014

TMSR-SF1 Department of Reactor Physics. Conceptual design report of 10 MW solid thorium molten salt reactor experiment reactor[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2014

5 沈瑾, 江光明, 唐鋼, 等. 先進堆非能動余熱排出系統(tǒng)應(yīng)對全廠斷電事故的能力分析[J]. 核動力工程, 2007, 28(2): 87–90

SHEN Jin, JIANG Guangming, TANG Gang, et al. Application of passive residual heat removal system under blackout accident of Chinese Advanced Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(2): 87–90

6 NRC. RELAP5/MOD3.3 code manual[M]. Information Systems Laboratories, Inc. Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho, 2011

7 Wakao N. Heat and mass transfer in packed beds[M]. New York: Gordon and Breach, 1982

8 TMSR-SF1核安全與工程技術(shù)部. TMSR-SF1事故分析方法和計算程序[R]. 上海: 中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所, 2014

TMSR-SF1 Department of Nuclear Safety & Engineering. TMSR-SF1 accident analysis method and calculation codes[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2014

9 Wang K, He Z Z, Chen K. Application of RELAP5/MOD4.0 code in a fluoride salt-cooled high temperature test reactor[C]. America: International Embedded Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics-2014, 2014

CLC TL364.4

Core safety discussion under station blackout ATWS accident of solid fuel molten salt reactor

JIAO Xiaowei WANG Kai HE Zhaozhong CHEN Kun
(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)

Background: For solid fuel molten salt reactor, the Station Blackout Anticipated Transient Without Scram (SBO-ATWS) is an accident with very low probability, but the consequences are more serious compared with other design basis accidents. The decay heat may not be removed timely and the core safety will be challenged. Purpose: The aim is to study the core safety features under SBO-ATWS accident. Methods: The transient characteristic of simplified system for solid fuel molten salt reactor under SBO-ATWS accident was calculated by using RELAP5/MOD4.0 code which was modified to suit to solid molten salt reactor. Two scenarios (valid or not) of Passive Residual Heat Removal System (PRHR) were simulated. Results: The calculation results show that the effect of PRHR in early accident is not obvious, but the long-term effect is disctinct. The PRHR will ultimately make the core temperature and coolant temperature to reach a stable state even if it is failure.The fuel element temperature rises very slowly in the circumstance of SBO-ATWS which provides more than 20 day's grace period for human intervention and taking necessary measures. Conclusion: The results show that the solid fuel molten salt reactor has high safety in response to SBO-ATWS.

Solid fuel molten salt reactor, Station Blackout Anticipated Transient Without Scram (SBO-ATWS), Passive Residual Heat Removal System (PRHR), RELAP5/MOD4.0

TL364.4

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.020604

中國科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項項目(No.XDA02050100)資助

焦小偉，男，1989年出生，2013年于中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)獲碩士學(xué)位，主要從事反應(yīng)堆事故分析

何兆忠，E-mail: hezhaozhong@sinap.ac.cn

2014-07-21，

2014-08-19