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1（中國(guó)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(guó)科學(xué)院大學(xué)　北京　100049）

1 GW固態(tài)燃料熔鹽堆運(yùn)行瞬態(tài)分析

張潔1,2李明海1何龍1,2楊洋1戴葉1蔡翔舟1

1（中國(guó)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(guó)科學(xué)院大學(xué)北京100049）

釷基熔鹽堆（Thorium-based Molten Salt Reactor, TMSR）作為一種新的堆型，具有獨(dú)特的安全與運(yùn)行特性。研究其熱工水力特性，對(duì)其進(jìn)行瞬態(tài)分析，將有助于深刻理解該反應(yīng)堆。本文介紹了1 GW固態(tài)熔鹽堆的堆芯設(shè)計(jì)方案，并描述了用于瞬態(tài)分析的詳細(xì)程序結(jié)構(gòu)。其中，利用RELAP5對(duì)其熱工水力模型進(jìn)行模擬；利用Simulink對(duì)其控制系統(tǒng)模型進(jìn)行模擬。通過(guò)預(yù)期運(yùn)行瞬態(tài)，例如功率降低、堆芯反應(yīng)性引入、二回路溫度變化等工況顯示了其運(yùn)行特性，并驗(yàn)證了控制系統(tǒng)可以使反應(yīng)堆達(dá)到安全穩(wěn)定狀態(tài)，而不觸發(fā)保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作。

熔鹽堆，運(yùn)行瞬態(tài)，RELAP5，Simulink，控制棒

中國(guó)科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所設(shè)計(jì)了1 GW固體燃料規(guī)則球床氟鹽冷卻高溫反應(yīng)堆（簡(jiǎn)稱1GW固態(tài)熔鹽堆）。為進(jìn)一步了解該反應(yīng)堆熱工水力、控制保護(hù)等方面的工作特性，開(kāi)展了以下相關(guān)的研究：1） 利用RELAP5對(duì)其進(jìn)行模擬，分析其熱工水力行為，研究其瞬態(tài)特性［1?2］；2） 利用Simulink研究其控制邏輯，驗(yàn)證控制系統(tǒng)的有效性［3］；3） 利用實(shí)驗(yàn)物理及工業(yè)控制系統(tǒng)（Experimental Physics andIndustrial Control System, EPICS）對(duì)電子設(shè)備進(jìn)行控制，研究提高系統(tǒng)可靠性的方法［4］。

通過(guò)這些研究，不僅增加了對(duì)反應(yīng)堆運(yùn)行特性的理解，對(duì)于未來(lái)即將開(kāi)展的核電廠模擬機(jī)的分布式控制系統(tǒng)（Distributed Control System, DCS）仿真、半實(shí)物仿真等方面的研究都有重要的意義。

本文利用RELAP5進(jìn)行熱工水力分析，利用Simulink模擬控制棒運(yùn)行，通過(guò)TCP/IP方案將這些獨(dú)立程序耦合，構(gòu)成仿真系統(tǒng)。并將該計(jì)算結(jié)果與單獨(dú)的RELAP5模擬結(jié)果進(jìn)行對(duì)比。

1　計(jì)算程序簡(jiǎn)介

熱工模型是整個(gè)計(jì)算分析的基礎(chǔ)。所采用的RELAP5是美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家工程實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的、美國(guó)核管會(huì)（Nuclear Regulatory Commission, NRC）批準(zhǔn)的用于工程審評(píng)的大型瞬態(tài)熱工水力計(jì)算程序。為了應(yīng)用于固態(tài)熔鹽堆，已經(jīng)增加了FLiBe熔鹽等流體。

控制系統(tǒng)模型用于實(shí)現(xiàn)核反應(yīng)堆的主要控制功能。所采用的Simulink提供了一個(gè)動(dòng)態(tài)系統(tǒng)建模、仿真和綜合分析的集成環(huán)境。采用Simulink作為其控制邏輯程序，將更有利于實(shí)現(xiàn)大型、復(fù)雜的核電站控制與保護(hù)系統(tǒng)仿真［5?7］。

利用TCP/IP方案實(shí)現(xiàn)這兩個(gè)程序的數(shù)據(jù)傳輸。而且該方案有利于整合不同操作系統(tǒng)環(huán)境下的軟件，從而達(dá)到快速部署的目的。

2　計(jì)算模型

本文采用了《1000 MW固體燃料規(guī)則球床熔鹽堆初步物理設(shè)計(jì)報(bào)告》方案［8］。在該方案中，利用SCALE、MCNP （Monte Carlo N Particle Transport Code）等軟件計(jì)算了其運(yùn)行狀態(tài)下的中子物理特性。在此基礎(chǔ)上，分析其在初裝料、滿功率狀態(tài)下幾個(gè)典型的運(yùn)行瞬態(tài)。

2.1物理模型

在該方案中，整個(gè)反應(yīng)堆堆芯（包括石墨反射層）的直徑為700 cm、高為700 cm。堆芯活性區(qū)如圖1所示，是一個(gè)八邊形棱柱，其邊長(zhǎng)分別為2.12 m和2.00 m，對(duì)邊距離分別為4.96 m和5.01 m，高為4.80 m。其內(nèi)部規(guī)則堆積了141層共588071個(gè)燃料球，相鄰層燃料球相互接觸，同層燃料球間距1 cm。燃料球的堆積因子為66.7%。

圖1　堆芯1/4橫截面示意圖Fig.1　Schematic diagram of 1/4 cross section of core.

燃料球選用HTR-10的燃料球方案。包覆燃料顆粒為5層幾何結(jié)構(gòu)，包括UO2核心和4層不同密度和厚度的碳化硅和熱解碳包覆層。

反應(yīng)堆在初始滿功率運(yùn)行階段的反應(yīng)性系數(shù)分別為：燃料，?3.52 pcm·K?1；熔鹽，?0.32 pcm·K?1；慢化劑，?1.99 pcm·K?1；反射層，?0.09 pcm·K?1。

2.2熱工模型

一回路中FLiBe冷卻鹽由熔鹽泵強(qiáng)迫驅(qū)動(dòng)而流動(dòng)，其與燃料球直接接觸，主要作用是通過(guò)熔鹽循環(huán)從堆芯帶出核裂變能，并在一二回路雙熔鹽換熱器（Intermediate Heat Exchanger, IHX）中把熱量轉(zhuǎn)移給二回路熔鹽。二回路把從一回路轉(zhuǎn)移來(lái)的熱量通過(guò)熔鹽氦氣換熱器轉(zhuǎn)移給三回路的氦氣，三回路的高溫氦氣直接推動(dòng)發(fā)電機(jī)發(fā)電，實(shí)現(xiàn)核能到電能的轉(zhuǎn)化。

在RELAP5熱工模型中（圖2），一回路主系統(tǒng)由堆芯和回路構(gòu)成，回路包括冷管段、冷卻劑泵、熱管段、熔鹽換熱器等，穩(wěn)壓器位于回路的冷管道上，并與自動(dòng)泄壓系統(tǒng)連接；二回路除了熔鹽換熱器外，都以邊界條件的方式進(jìn)行模擬。相關(guān)參數(shù)見(jiàn)表1。

2.3控制棒移動(dòng)方案

將控制棒分為A、B、C、D這4組，控制棒價(jià)值分別為600 pcm、525 pcm、450 pcm、375 pcm。通過(guò)重疊移動(dòng)不同價(jià)值的棒組，以避免軸向功率分布形狀大的擾動(dòng)。插棒的原則是先插反應(yīng)性價(jià)值較小的棒組，后插反應(yīng)性價(jià)值較大的棒組。同理，倒過(guò)來(lái)就是提棒順序。在模擬過(guò)程中，將多組控制棒運(yùn)動(dòng)距離按照疊步運(yùn)動(dòng)距離計(jì)算（圖3），并假定同一組控制棒的反應(yīng)性價(jià)值均勻分布，所引入的反應(yīng)性基于此假設(shè)計(jì)算。

圖2　基于RELAP5的1 GW固態(tài)熔鹽堆節(jié)塊圖Fig.2　Overview of RELAP5 model of 1-GW TMSR-SF.

圖3　控制棒組第一燃料循環(huán)的疊步移動(dòng)程序圖Fig.3　Step motion diagram of the control rod group in first fuel cycle.

表1　反應(yīng)堆瞬態(tài)主要涉及參數(shù)Table 1　Mainly involved transient parameters of 1-GW TMSR-SF.

3　計(jì)算結(jié)果及分析

根據(jù)核反應(yīng)堆運(yùn)行工況分析，運(yùn)行瞬態(tài)包括穩(wěn)態(tài)運(yùn)行和正常的啟動(dòng)、停堆、允許范圍內(nèi)的負(fù)荷變化、冷卻劑系統(tǒng)升溫升壓等。根據(jù)設(shè)計(jì)要求，在運(yùn)行瞬態(tài)下，運(yùn)行參數(shù)與反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)整定值之間應(yīng)具有足夠的裕量（表2），不應(yīng)觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作［9?10］。

基于上述要求及分析方法，我們對(duì)滿功率運(yùn)行的反應(yīng)堆4個(gè)典型的運(yùn)行瞬態(tài)進(jìn)行計(jì)算分析：降低50% FP、瞬間引入50 pcm反應(yīng)性、1 min內(nèi)均勻引入50 pcm反應(yīng)性以及熔鹽換熱器二回路側(cè)熔鹽溫度突然降低2 K等。這里，控制棒采用5.76 m疊步位置處的狀態(tài)作為初始條件。

在計(jì)算過(guò)程中，RELAP5與Simulink的數(shù)據(jù)交互頻率設(shè)置為0.1 Hz。同時(shí)，進(jìn)行了RELAP5單獨(dú)計(jì)算熱工水力與控制邏輯，并將該計(jì)算結(jié)果與耦合程序的結(jié)果進(jìn)行對(duì)比。

表2　事故分析中的緊急停堆整定值Table 2　Reactor trip setpoints in accident analysis.

3.1堆芯的目標(biāo)功率階躍降低50%

堆芯滿功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行工況下，將堆芯目標(biāo)功率由100%階躍降至50%（50 s位置處），各參數(shù)隨時(shí)間變化的趨勢(shì)見(jiàn)圖4。在50?100 s，堆芯實(shí)際功率由100%近似線性的降低至50%附近；控制棒引入的負(fù)反應(yīng)性在100 s附近達(dá)到最小值，并逐漸恢復(fù)至0；堆芯出入口溫度不斷降低，并最終穩(wěn)定在入口826.6 K，出口874.7 K（圖4中未完全顯示）。由于熔鹽堆一回路冷卻劑工作壓力較低（最高不超過(guò)幾個(gè)大氣壓），因此未對(duì)其進(jìn)行分析。另外，也沒(méi)有考慮燃料球的球芯溫度變化。模擬結(jié)果表明，堆芯各個(gè)物理量均能實(shí)現(xiàn)穩(wěn)定控制。

3.2堆芯內(nèi)瞬間引入50 pcm反應(yīng)性

反應(yīng)堆滿功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行下，在10 s處瞬間引入50 pcm反應(yīng)性（圖5）。反應(yīng)堆功率瞬間達(dá)到1.088GW，上升了約9%。出口溫度也逐漸上升，較穩(wěn)態(tài)時(shí)上升了0.9 K。此時(shí)，由于控制棒的動(dòng)作使得反應(yīng)性下降，功率、出入口溫度也逐漸降低，并最終返回初始狀態(tài)。

圖4　目標(biāo)功率降低50%，控制棒的動(dòng)作及反應(yīng)堆的響應(yīng)（a） 核功率隨時(shí)間變化曲線，（b） 反應(yīng)性隨時(shí)間變化曲線，（c） 控制棒位隨時(shí)間變化曲線，（d） 入口溫度隨時(shí)間變化曲線，（e） 出口溫度隨時(shí)間變化曲線Fig.4　Response of reactor and control rod to a 50% FP load step change.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time,（d） Inlet temperature of coolant as function of time, （e） Outlet temperature of coolant as function of time

3.3堆芯在1 min內(nèi)均勻引入50 pcm反應(yīng)性

圖6顯示了在60 s內(nèi)均勻引入了50 pcm反應(yīng)性的工況。從圖6中可以看到，由于控制棒的運(yùn)動(dòng)有一定的時(shí)間延遲（0.5 s響應(yīng)時(shí)間），使得反應(yīng)性增長(zhǎng)了一段時(shí)間后，控制棒才開(kāi)始動(dòng)作，引入負(fù)反應(yīng)性，從而抑制總反應(yīng)性的增加。同樣，當(dāng)外部反應(yīng)性停止增加后，控制棒由于時(shí)間延遲，仍然引入負(fù)反應(yīng)性，使得總反應(yīng)性不斷降低，甚至出現(xiàn)負(fù)值。在整個(gè)過(guò)程中，反應(yīng)性引入是在60 s內(nèi)完成的，因此，其對(duì)反應(yīng)堆的影響要遠(yuǎn)小于瞬間引入50 pcm反應(yīng)性的工況。

圖5　瞬間引入50 pcm，控制棒的動(dòng)作及反應(yīng)堆的響應(yīng)（a） 核功率隨時(shí)間變化曲線，（b） 反應(yīng)性隨時(shí)間變化曲線，（c） 控制棒位隨時(shí)間變化曲線Fig.5　Response of reactor and control rod to a step introduction of 50 pcm reactivity.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

圖6　在1 min內(nèi)均勻引入50 pcm，控制棒的動(dòng)作及反應(yīng)堆的響應(yīng)（a） 核功率隨時(shí)間變化曲線，（b） 反應(yīng)性隨時(shí)間變化曲線，（c） 控制棒位隨時(shí)間變化曲線Fig.6　Response of reactor and control rod to an introduction of 50 pcm reactivity in 1 min.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

3.4熔鹽換熱器的二回路側(cè)的熔鹽溫度瞬間降低2 K

二回路熔鹽換熱器處，入口溫度瞬間降低2 K。在該工況下，堆芯入口溫度在30 s后，開(kāi)始逐漸降低，并最終降低了1.7 K。由于一、二回路熔鹽流速等因素，使得堆芯入口溫度并未立即變化；而換熱器換熱速度等因素，使得堆芯入口溫度變化緩慢。由圖7可知，系統(tǒng)功率、反應(yīng)性的變化十分小，表明了二回路熔鹽換熱器入口溫度對(duì)堆芯功率影響較小。

在以上4個(gè)工況中，控制棒最終能夠使反應(yīng)堆達(dá)到穩(wěn)態(tài)，表明了其可以穩(wěn)定控制；同時(shí)，通過(guò)Simulink運(yùn)行控制邏輯的計(jì)算結(jié)果，與利用RELAP5內(nèi)置的控制邏輯計(jì)算的結(jié)果相比較，發(fā)現(xiàn)符合得很好，從而驗(yàn)證了利用Simulink處理控制邏輯的正確性。

圖7　熔鹽換熱器二回路側(cè)熔鹽溫度突然降低2 K，控制棒的動(dòng)作及反應(yīng)堆的響應(yīng)（a） 核功率隨時(shí)間變化曲線，（b） 反應(yīng)性隨時(shí)間變化曲線，（c） 控制棒位隨時(shí)間變化曲線Fig.7　Response of reactor and control rod to a 2 K decrease in temperature in secondary loop.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

4　結(jié)語(yǔ)

本文利用TCP/IP將RELAP5與Simulink耦合起來(lái)，并在此基礎(chǔ)上分析了1 GW固態(tài)熔鹽堆的運(yùn)行瞬態(tài)工況。結(jié)果表明，依靠控制系統(tǒng)可使反應(yīng)堆達(dá)到新的安全穩(wěn)定狀態(tài)，且不會(huì)觸發(fā)保護(hù)系統(tǒng)動(dòng)作。

對(duì)比了利用Simulink和RELAP5自身模擬的功率控制系統(tǒng)，基于兩種方法的瞬態(tài)分析結(jié)果是一致的，在一定程度上表明了該方法的正確性。后續(xù)將繼續(xù)利用Simulink擴(kuò)展RELAP5模擬控制系統(tǒng)的功能，并基于此開(kāi)展控制棒的半實(shí)物仿真等工作。

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Transient analysis with 1-GW solid fuel molten salt reactor

ZHANG Jie1,2LI Minghai1HE Long1,2YANG Yang1DAI Ye1CAI Xiangzhou1

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）

Background: As a new type of reactor, thorium-based molten salt reactor （TMSR） has unique safety and operation characteristics. Its thermal-hydraulic features are enormously different from other reactors, thus worth doing transient analysis. Purpose: This study aims at disturbed transient analysis of TMSR for fundamental comprehension of its safety and operation characteristics. Methods: The structure and design scheme of the core of 1-GW solid fuel thorium-based molten salt reactor （TMSR-SF） have been presented. Structural emulation platform for transient analysis is proposed with the thermo-hydraulic model being developed on the basis of RELAP5, and the control system model being constructed by using the MATLAB/Simulink software. Results: The results of emulation test for operational transient, such as rapid power reduction, step load reducing, linear load reducing and temperature of secondary loop inlet reducing show that the reactor control system is effective to bring the reactor into a safe and steady state without actuation of reactor protection system. Conclusion: Analysis results show that the design satisfied the requirements of 1-GW TMSR-SF operational transient. It also indicates that the platform can perfectly simulate the variable power transient conditions.

TMSR, Transient analysis, RELAP5, Simulink, Control rod

TL362

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.100605

中國(guó)科學(xué)院戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項(xiàng)（No.XDA02010000）資助

張潔，男，1982年出生，2010年于中國(guó)科學(xué)院近代物理研究所獲碩士學(xué)位，現(xiàn)為博士研究生，研究方向?yàn)榉磻?yīng)堆熱工水力

Supported by Science and Technology Project of Chinese Academy of Sciences （No.XDA02010000）First author: ZHANG Jie, male, born in 1982, graduated from Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences with a master’s degree in 2010,

doctoral student, focusing on thermal hydraulic calculation of reactor

2016-06-15，

2016-06-29