铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

辜峙钘，王 刚，汪 振，柏云清，*，FDS团队

（1.中国科学技术大学，安徽合肥 230026；2.核能安全技术研究所，安徽合肥 230031）

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

辜峙钘1，2，王 刚2，汪 振2，柏云清2，*，FDS团队

（1.中国科学技术大学，安徽合肥 230026；2.核能安全技术研究所，安徽合肥 230031）

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率（PTOP）和无停堆保护瞬态超功率（UTOP）进行了模拟，并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明，在有停堆保护瞬态超功率过程中，由于停堆保护作用，燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值；对于无停堆保护情况，燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小，在约200 s后达到了新的稳态，各参数的峰值均小于安全限值，表明反应堆是安全的。

有保护瞬态超功率；无保护瞬态超功率；安全分析；快堆

核能发展在为人类做出巨大贡献的同时也遇到了不少难题与挑战。一个是核安全问题，福岛核事故发生后，核安全问题再次被提到了新的高度［1，2］。为从根本上解决核安全问题，非能动特性已成为先进反应堆设计的共同原则［3］，这就要求从核电设备设计方面提升核电安全［4］。另一个是核废料的后处理及可持续发展问题。加速器驱动次临界系统是用于解决核废料问题的有效堆型［5，6］，而快堆是实现燃料增殖，解决核能可持续发展问题的首要选择［7］，快堆可使铀资源的利用率提高至60%以上，在第四代先进堆的6个反应堆型中，有3个是快堆。中国科学院核能安全技术研究所基于以往在加速器驱动次临界堆系统［8］、铅合金冷却快堆［9，10］、聚变裂变混合堆［11，12］、聚变堆包层［13，14］、结构材料［15，16］、液态金属工艺［17，18］等方面的经验，提出了一种铅铋冷却的10MW快堆，并已完成了概念设计。

瞬态超功率是反应堆设计必须考虑的典型事故之一，主要是由反应性引入导致的［19，20］。由于临界模式运行的反应堆与次临界相比对反应性引入更加敏感，因此对临界模式运行的快堆，考查该事故工况下反应堆的瞬态安全特性就更有必要［21］。为了精确模拟和分析反应堆在该事故工况下的安全特性，必须采用中子学与热工水力学耦合方法对反应堆瞬态工况进行模拟。大部分基于中子学与热工水力学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］，其中子学模块均采用零维点堆动力学模型，这种模型没有考虑中子通量的时空效应。FDS（Fission&Fusion Design Study）团队自主研发了中子学与热工水力学耦合的反应堆瞬态及严重事故安全分程序NTC（Neutronicsand ThermalhydraulicsCoupled simulation program）-2D，其中子学部分求解基于离散纵标及准静态方法的中子输运方程，可精确模拟中子通量的时间与空间分布及反应性负反馈；程序的热工水力学部分为基于多速度场、多相流、多介质的流体动力学模型；软件中子学与热工水力学两部分之间，通过各自的关键参数计算结果相互传递完成耦合。

本文利用反应堆瞬态及严重事故安全分析程序的二维版本NTC-2D，以FDS团队提出的铅铋冷却快堆概念设计模型为例，对其有保护和无保护瞬态超功率两种瞬态工况进行模拟及安全分析。

1 铅铋冷却快堆NTC-2D计算模型

1.1 主要设计参数

FDS团队提出的快堆模型是运行在临界模式下依靠自然循环驱动的铅铋合金冷却的池式反应堆。设计热功率为10MW，主回路包含4个热交换器，燃料采用富集度为19.75%的UO2，燃料包壳采用316Ti不锈钢，堆芯依据功能由内到外依次划分为中子源区、活性区、反射层区及屏蔽层区。一回路冷却剂采用液态铅铋合金共晶体，冷却剂靠自然循环驱动，运行温度为260℃～390℃；二回路冷却剂采用4MPa的加压液态水，最终热阱采用空气冷却。

1.2 计算模型

基于以往NTC-2D程序在聚变堆安全分析上的应用［23-25］，本文利用NTC-2D程序对FDS团队提出的铅铋冷却快堆概念设计模型的有保护超功率和无保护瞬态超功率工况分别进行了安全分析。NTC-2D为二维安全分析程序，反应堆可按圆柱体处理，由于对称性只需要考虑反应堆的径向和轴向分布，图1中给出了基于NTC-2D的计算模型。模型将反应堆径向和轴向划分成多个网格，由一定数量的相临网格组成了许多区域和通道，包括中子源区、活性区、换热器、热池、冷池、反射层区、屏蔽层区及下降通道区等。堆芯所有组件按照中子学及热工水力学相似性原则分类划分到相关通道内。

按照堆容器及组件实际的尺寸进行轴向网格的划分，换热器根据实际标高进行布置。该模型换热器为理想换热器。堆芯内通道间隔绝了传热和传质，堆芯与下降通道通过隔板隔绝开，形成了冷铅铋池与热铅铋池。中子源区上部与热铅铋池隔离开，下部与冷铅铋池连通。

图1 NTC-2D计算模型Fig.1 NTC-2D calculationm odel

2 计算结果与分析

2.1 稳态工况计算

为了给后续瞬态模拟提供基础，同时考查反应堆的自然循环特性，首先进行了稳态模拟，计算结果参见表1。从表1中可以看到，每项计算参数与设计值的相对偏差都低于1%。

表1 稳态模拟结果Table 1 Steady state simulation results

图2给出了堆内最热燃料组件内冷却剂、包壳及燃料芯块内、外表面温度的轴向分布。由图2可知，冷却剂温度与包壳温度大致呈线性分布；燃料芯块最高温度在中心偏上处；冷却剂、包壳及燃料芯块外、内表面峰值温度分别为695K、699K、762K和810K。图3给出了稳态运行时反应堆温度场。

图2 堆芯最热通道温度分布Fig.2 Tem peraturedistributions in the hottest channelof the reactor core

图3 反应堆稳态运行温度场Fig.3 Temperature distribution in steady stateof the reactor

2.2 有保护瞬态超功率计算

该事故的始发事件考虑为一根调节棒失控提升，具体假设为：事故发生在100%额定功率时，由于调节棒失控提升，导致每秒引入0.07β的反应性，持续4 s，共引入0.28β的反应性；事故过程中假定换热器为理想换热器；对于有保护瞬态超功率的情况，当功率达到额定功率的1.15倍时，触发停堆保护信号，反应堆延迟1 s停堆。计算结果分别如图4、图5和图6所示。

如图4所示，反应性引入在第15 s开始发生，2 s后堆功率达到停堆整定值，触发停堆信号。在反应堆停堆后，堆芯功率迅速降到了衰变热水平，大约150 s后反应堆功率趋于稳定。

图4 在有保护瞬态超功率事故工况下反应堆功率随时间的变化Fig.4 Reactor power in protected transientover power

图5 在有保护瞬态超功率事故工况下最热通道内冷却剂、包壳及燃料芯块温度随时间的变化Fig.5 Tem perature in the hottest channel in protected transientoverpower

从图5所示，堆内最热通道冷却剂、包壳及燃料芯块温度在停堆后都迅速下降至600 s时，4个值基本都在550K左右，远远低于安全限值。图6为各个通道内冷却剂质量流率随时间的变化。

图6 在有保护瞬态超功率事故工况下每个通道内冷却剂质量流率随时间的变化Fig.6 M ass flow rates in all channels in protected transientoverpower

2.3 无停堆保护瞬态超功率计算

无停堆保护瞬态超功率工况的初始条件及反应性引入方式、大小与有保护瞬态超功率相同，只是认为在整个瞬态工况过种中无停堆。

如图7所示，瞬态过程中反应堆功率与反应性随时间的变化情况。事故发生的时刻为第15 s，调节棒失控提升引入的反应性为0.28β（即200.76 pcm），而至反应性达到峰值时，实际反应性增加不足200 pcm，这是由堆内存在的负反馈造成的；在大约40 s时功率达到峰值，约为29MW，最后稳定运行在27MW。

图7在无保护瞬态超功率事故工况下功率及反应性随时间的变化Fig.7 The reactor power and reactivity in unprotected transientoverpower

图8给出了堆内最热通道冷却剂、包壳、燃料芯块内、外表面温度随时间的变化。由图可见，冷却剂、包壳及燃料芯块温度由于反应性的引入急剧上升，然后在燃料多普勒效应及冷却剂温度负反馈的共同作用下，在约200s之后达到了新的稳态。冷却剂、包壳、燃料芯块表面及内部的峰值温度分别为850K、860K、1 011K和1 139K，都在安全限值以内。

图8 在无保护瞬态超功率事故工况下最热通道内冷却剂、包壳及燃料芯块温度随时间的变化Fig.8 Tem perature in the hottestchannel in unprotected transientoverpower

图9显示了事故发生后堆内每个通道冷却剂质量流率随时间的变化。从图中可以看到活性区质量流率增加较为明显，而其他区域增加较小，最终各通道质量流率达到稳定。

图9 在无保护瞬态超功率事故工况下每个通道内冷却剂质量流率随时间的变化Fig.9 M ass flow rates in every channel in unprotected transientoverpower

3 结论

本文利用中子学与热工水力学耦合瞬态安全分析程序NTC-2D完成了一种铅铋冷却快堆稳态和瞬态超功率事故的模拟及安全分析。得到如下结论：

（1）稳态模拟结果表明该反应堆具有良好的自然循环特性。

（2）在有保护瞬态超功率事故工况下，计算结果表明，由于事故过程中反应堆停堆保护很快发生作用，因此停堆前堆内各项温度上升不大，停堆后反应堆很快运行在安全状态。

（3）在无保护瞬态超功率事故工况下，计算结果表明，在整个瞬态过程中，冷却剂、包壳及燃料的峰值温度均低于安全限值，同时由于反应堆内存在的反应性负反馈，在事故发生后约200 s时，反应堆达到了新的稳态。

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Accident Analysisof LBE-cooled FastReactor under TransientOverpower

GU Zhixing1，2，WANGGang2，WANG Zhen2，BAIYunqing2，*，FDSTeam
（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

中科院战略性先导科技专项，项目编号XDA 03040000；国家自然科学基金重大研究计划项目，项目编号91026004

辜峙钘（1987—），男，四川简阳人，硕士研究生，现主要从事反应堆安全分析相关工作

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