中国实验快堆1台一回路泵切除试验计算模拟与分析

张熙司，胡文军，李政昕，钱鸿涛

（1.中国原子能科学研究院 快堆研究设计所，北京 102413；2.环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082）

中国实验快堆（CEFR）将开展C 阶段调试试验，其中包括40%额定功率下1台一回路泵切除试验。1台一回路主循环泵故障或切除是CEFR 运行寿期内可能发生的事件，它将导致一回路流量减小，造成堆芯冷却能力下降，传热恶化。如不能及时停堆，可能造成堆芯燃料、包壳及冷却剂温度升高，导致严重的事故后果。因此，有必要开展1台一回路泵有保护切除试验。

为确保试验安全，本文利用从法国引进的系统分析程序OASIS对1台一回路泵切除试验进行模拟分析，以确保按照试验步骤进行操作不会对反应堆安全构成严重威胁，并分析试验可能存在的风险。

1 试验介绍

1.1 CEFR简介

CEFR 是我国的第一座快堆，其设计热功率为65 MW，试 验 发 电 功 率 为20 MW［1］。CEFR的主热传输系统共有3 个回路，包括一回路主冷却系统、二回路主冷却系统和蒸汽-电力转换系统，其系统布置如图1 所示。其中，CEFR 的一回路采用池式结构，即一体化布置。堆芯、一回路设备均安装在主容器内，反应堆以液态金属钠作为一回路冷却剂和二回路载热剂。一回路主冷却系统有两个并联的环路，每个环路各有1台钠循环泵、两台中间热交换器和两条压力管道，它们均布置在反应堆主容器中。二回路主冷却系统也有两个环路，每个环路各有1台钠循环泵、两台中间热交换器和两条压力管道，以及1台蒸汽发生器和1台过热器。

图1 CEFR 系统布置Fig.1 System arrangement of CEFR

1.2 试验步骤

1台一回路泵切除试验拟在40%额定功率稳定运行下进行，涉及的系统包括CEFR 保护系统，CEFR 停堆系统，主热传输系统，一、二回路钠循环泵控制系统，三回路监测控制系统。

其验收准则包括确认反应堆自动停堆，确认事故环路自动切除，确认正常环路中的一、二次钠循环泵分别惰转至150r·min-1和300r·min-1，中间热交换器一次侧入口温度稳步下降等。

试验的主要步骤如下：1）一回路2＃主泵切除，紧急停堆保护信号自动触发反应堆保护停堆，控制棒下插，将反应堆引入次临界状态并保持；2）一回路2＃主泵切除信号产生切除事故环路信号，该信号自动触发切除该事故环路的二回路主泵，则该环路被切除的一、二回路主泵自然惰转至转速为0r·min-1；3）当核功率下降到初始功率的80%以下时，自动触发完好环路的一回路主泵转速调整至150r·min-1，二回路主泵转速调整至300r·min-1；4）通过蒸汽发生器给水调节系统减小蒸汽发生器的给水流量，维持完好环路中蒸汽发生器出口钠温；5）确认中间热交换器一次侧入口温度稳步下降。

2 程序与模型

2.1 程序简介

OASIS程序是法国CEA 编制的一个快堆系统安全分析程序［2］，可用于模拟整个快中子堆核电厂的所有回路质量、能量的传输，从而分析池式钠冷快中子反应堆的各种一般瞬态工况及事故工况。

OASIS程序已在法国的超凤凰堆、凤凰堆及印度的PEBR 等快堆上得到应用。杨红义等［3-4］用OASIS程序建立了用于模拟CEFR 的动态数据系统，该系统已应用于CEFR 的初步安全分析报告，并用来对CEFR 的控制保护系统进行动态仿真研究。

2.2 CEFR模拟系统

根据OASIS程序中快中子反应堆系统模拟环境的设置体系，本文模拟的CEFR 系统包括堆芯动态模拟系统、主热传输系统的一回路、主热传输系统的二回路、主热传输系统的三回路、余热排出系统的中间回路、余热排出系统的空气回路、自动调节和控制保护系统。

主热传输系统的一回路是唯一的池式结构回路，在程序回路定义中被定义为容器型回路，如图2所示。整个一回路采用多个控制体和部件模型加以描述，包括两个环路，每个环路分别包含1台主泵、1台中间热交换器以及若干管路与部件模型。

二回路被定义为网络型回路，包括两个环路，分别模拟了1 台中间热交换器、1 台循环泵、1个缓冲罐、1台蒸汽发生器及若干管路，如图3所示。

图2 主热传输系统一回路示意图Fig.2 Scheme of primary loop of main heat transfer system

图3 主热传输系统二回路系统示意图Fig.3 Scheme of secondary loop of main heat transfer system

3 试验模拟计算与分析

3.1 稳态工况

试验初始，反应堆系统处于40%额定功率稳态运行工况，表1列出稳态工况的主要参数。

由表1可看出，稳态的模拟结果与实验数据符合较好，说明本文所建模型可用于开展下一步瞬态模拟计算。

3.2 试验模拟分析

1台一回路泵切除试验的模拟动作序列列于表2。假设在参考时间t＝100s时，手动切除一回路2＃主泵，这将触发一系列连锁反应。首先触发了保护停堆信号，控制棒下插，反应堆快速进入次临界状态并维持一定停堆深度。同时，自动触发切除该事故环路的二回路主泵，二回路主泵自然惰转至转速为0r·min-1。随后，核功率下降到初始功率的80%以下时，自动触发完好环路的一回路主泵转速调整至150r·min-1，二回路主泵转速调整至300r·min-1。一、二回路主泵转速的变化如图4所示。

表1 稳态工况参数Table 1 Main parameters in steady state

表2 动作列表Table 2 Operation list

堆芯出口温度的变化如图5所示。反应堆停堆后，短时间内堆芯出口温度会有非常明显下降，随后出口温度总体呈现稳步下降趋势。模拟结果显示，在切除动作50s（参考时间约为150s）后，堆芯出口温度会出现一个峰值，峰值温度约为340～350 ℃。这是由于功率下降的速度和堆芯流量损失的速度不一致，产生了一个功率流量比的峰值，如图6所示。当泵速稳定后，功率流量比会呈现稳步下降趋势。由于峰值温度远低于堆芯出口温度的初始值417 ℃，该峰值温度下，堆芯功率与流量的变化不会对反应堆堆芯安全构成威胁。

图4 一回路（a）、二回路（b）主泵转速的变化Fig.4 Change of speed of primary loop pump（a）and secondary loop pump（b）

图5 堆芯出口温度的变化Fig.5 Change of core outlet temperature

除堆芯出口温度外，另一个重要数据是1＃环路（完好环路）中间热交换器一次侧的入口温度。中间热交换器的入口温度稳定下降，意味着一回路热池的热量被有效导出，因此这也是该试验的验收准则之一。1＃环路的中间热交换器一次侧入口与出口温度如图7 所示。由图7可见，入口温度在切除动作开始后呈现稳步下降趋势，程序模拟结果显示热池温度稳步下降，热量被成功传递出一回路。在试验初期，由于一、二回路的流量变化不一致，可能导致中间热交换器出口温度在短时间内出现波动。中间热交换器与蒸汽发生器的出口钠温发生剧烈波动可能会导致传热管热应力过大，甚至危害设备的完整性。试验开始后，会切除故障环路的蒸汽发生器，短时间内汽水回路的压力特性发生较大变化，可能出现二回路流量与三回路流量不匹配的问题，造成蒸汽发生器出口的钠温剧烈变化。因此，需密切注意中间热交换器一次侧和蒸汽发生器一次侧的出口钠温，一旦温度出现较大的变化，及时进行人工干预。

3.3 不同回路隔离时间的模拟分析

图6 反应堆堆芯功率与流量的变化Fig.6 Change of reactor core power and flow rate

模拟计算结果显示，在二回路的2＃环路泵转速降为0r·min-1后，如果不关闭2＃环路隔离阀，该环路仍保持着一定的自然循环流量，该流量可能会引起热量的快速丧失，导致环路钠温快速下降，对中间热交换器和蒸汽发生器及冷热端管道产生较大的热应力冲击。因此，需在合适的时间关闭该回路的隔离阀，使该回路的流量强制为0。

图7 中间热交换器一次侧入口与出口温度Fig.7 Inlet temperature and outlet temperature of intermediate heat exchanger primary side

本文分别对1 台泵切除动作发生后60、120、180s内隔离的方案进行了计算模拟分析，中间热交换器二次侧出口钠温的变化如图8所示。由图8可见：在60s内隔离的方案中，温度在短时间内快速下降，与初始温度相比，约有30 ℃的温降；在120s内隔离的方案中，温度在短时间内快速下降，与初始温度相比，约有80 ℃的温降；在180s内隔离的方案中，温度在短时间内快速下降，与初始温度相比，约有100 ℃的温降。

图8 中间热交换器二次侧出口温度Fig.8 Outlet temperature of intermediate heat exchanger secondary side

因此建议在60s内完成该环路的隔离阀关闭动作，以免对中间热交换器产生过大的热冲击。

4 结论

从模拟计算结果可看出，按照1台一回路主循环泵切除试验步骤进行操作不会对CEFR的安全构成威胁，能够通过反应堆的自动保护联锁动作和操纵员的手动动作进入安全的停堆工况。在试验情况下，堆芯不会出现过热现象，试验的主要风险来源于主热传输系统间的流量匹配问题，当热交换器的出口温度发生剧烈变化时，可能会对设备完整性造成破坏。因此，在试验过程中需重点关注中间热交换器和蒸汽发生器一次侧出口钠温，必要时做出相应的人工干预。同时需要注意的是，要及时关闭二回路2＃环路的隔离阀，推荐试验开始后60s内动作。

下一步的研究将主要集中在模拟结果与试验结果的对比分析，并进一步完善计算程序与模型。

［1］ 田和春，杨福昌，张东辉，等.中国实验快堆最终安全分析报告［R］.北京：中国原子能科学研究院，2008.

［2］ DUFOUR P，DOAT J P，PAPIN B.OASIS and CORIANDRE：User friendly and flexible simulation tools for FBR's and PWR's transient analysis［C］∥Proceedings of the ENC'90ENS／ANSForatom Conference.France：［s.n.］，1990.

［3］ 杨红义.中国实验快堆动态模拟系统的建立［J］.原子能科学技术，1999，33（1）：108-113.YANG Hongyi.Establishment of a dynamic simulation system for China Experimental Fast Reactor［J］.Atomic Energy Science and Technology，1999，33（1）：108-113（in Chinese）.

［4］ 杨红义，徐銤.OASIS程序的开发与应用［J］.核科学与工程，2001，21（4）：322-325.YANG Hongyi，XU Mi.Development and application of OASIS code under the CEFR project［J］.Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering，2001，21（4）：322-325（in Chinese）.