事故工況下醫院中子照射器I型堆瞬態特性研究

朱 磊，陳立新，江新標，趙柱民，周永茂

(1.西北核技術研究所，西安 710024;2.中國核工業集團中原對外工程公司，北京 100191)

1 前言

醫院中子照射器是一種細胞尺度內治療癌癥的新型核技術醫療設施。作為醫療設施不可或缺的重要部分，醫院中子照射器I型堆(IHNI－1)在治療癌癥過程中為患者提供滿足要求的中子束流。隨著醫院中子照射器的臨床應用和普及，將其建造在人口稠密的城市中的醫院是必然趨勢。因此，其安全性顯得格外重要。IHNI－1堆依靠低溫、常壓水的全自然循環冷卻，采用熔點為2849℃的UO2陶瓷燃料元件。該反應堆具有約為0.5元的后備反應性，冷卻劑溫度系數約為－0.1 mk/℃，反應堆堆芯密封容器浸在池水中并與池水隔離，有效地限制了放射性的釋放，同時提升了反應堆的固有安全性。

采用輕水堆瞬態分析程序RELAP5/SCDAP/MOD3.4[1]，對 IHNI－ 1 堆在大反應性引入和池水喪失事故工況下的瞬態特性進行研究。

2 反應堆簡介及控制體劃分

2.1 反應堆簡介

IHNI－1堆是一座低溫、低壓、依靠自然循環冷卻的罐—池式反應堆。IHNI－1堆芯結構如圖1所示。堆芯燃料從內到外分為10圈，裝載340根UO2燃料棒，燃料包殼材料為Zr－4合金，燃料芯體和包殼之間存在氦氣氣隙[2]。堆芯產生的熱量使堆芯部分的水溫升高，密度減小;由于水的密度差產生的驅動壓頭使堆內的水產生流動，堆芯部分的水經過頂鈹和側鈹之間的間隙流出，在筒體上部混合。筒體和堆水池之間存在熱交換，使靠近筒壁的水溫降低，溫度較低的水通過堆芯側鈹和筒體間的間隙，流到筒體底部，再經過底鈹和側鈹之間的環形間隙流入堆芯，形成自然循環。

圖1 IHNI－1堆芯結構Fig.1 Structure of IHNI-1 reactor core

2.2 控制體劃分

基于RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序，對IHNI－1堆進行控制劃分，如圖2所示。堆芯劃分成兩個通道，一個通道包含第一圈燃料元件，另一個通道包含剩余所有燃料元件，分別由控制體130和112表示。控制體110～117代表筒內冷卻水，118代表筒外水池。緊靠112、118深色部分是熱構件，分別代表堆內燃料元件和筒壁。控制體119和120代表環境大氣，為筒內外冷卻水提供一個穩定的壓力邊界[2]。

圖2 IHNI－1堆控制體劃分圖Fig.2 Volumes schematic diagram of IHNI－1 reactor

3 計算結果及分析

筆者就IHNI－1瞬態安全特性，分別對大反應性引入和池水喪失這兩種事故工況進行計算分析。

3.1 大反應性引入事故工況

在大反應性引入之前，IHNI－1堆可能處在不同的初始功率狀態，此處就以下兩種初始功率進行計算:a.零功率(0.01 W);b.額定功率(30 kW)。假定水池初始溫度為25℃，在引入反應性之前，讓程序以transnt運行模式運行至20000 s，使整個反應堆處在準穩態工況，然后以restart運行模式引入6 mk反應性。

就以上兩種初始功率分別計算至反應性引入后2000 s。圖3～圖5表示引入6 mk反應性后，反應堆功率和總反應性，堆芯進、出口空泡份額，堆芯進、出口溫度隨時間的變化曲線。

圖3 功率和反應性隨時間變化曲線Fig.3 Power and reactivity variation with time

在冷卻劑負溫度效應作用下總反應性很快下降，并且由于引入反應性較大，兩種情況都出現了瞬發功率峰值。初始功率為30 kW的事故工況下緩發功率峰值較大，導致燃料棒溫度更高，因此在堆芯出口處產生更多的汽泡，如圖4(b)所示。由圖5分析可知，當引入正反應性后，堆芯入口溫度持續增長，這是因為自然循環是一種非能動的循環方式，功率增長時，自然循環冷卻能力相對不足，從而引起堆芯筒體內水溫度的升高。初始功率為30 kW事故工況堆芯出口溫度更高，但仍低于該工況下水的飽和溫度，堆芯處于過冷沸騰換熱方式。

3.2 池水喪失事故工況

假設發生事故前，反應堆處在初始臨界狀態，功率為30 kW。堆池完好的時候，池水容積為48 m3。發生地震導致池體開裂，池水外泄使堆芯鋁筒體完全裸露，反應堆仍在運行中，堆芯鋁筒體保持完好，筒內冷卻水依靠筒體和空氣自然循環進行冷卻。在正式計算事故前同樣以transnt運行模式運行至20000 s。

圖4 空泡份額隨時間變化曲線Fig.4 Void fraction variation with time

圖5 堆芯出、入口冷卻劑溫度隨時間變化曲線Fig.5 Core inlet and outlet temperature variation with time

假定堆池破口直徑為100 mm，破口流量以圓筒壁孔口流[3]近似估計，破口流量為

式中:A0為破口面積，m2;μ為流量系數;h為堆池水位至破口的高度，m;g為重力加速度，m/s2。

圖6～圖8為發生池水喪失事故后22 h內，IHNI－1堆反應堆功率和反應性、堆芯進口和出口溫度、燃料芯體溫度隨時間的變化。

發生事故后，堆池水泄漏，堆芯密封容器向外傳熱能力減弱，鋁筒內冷卻劑溫度升高，堆芯入口溫度升高，由于冷卻劑溫度的負反饋效應，功率迅速降低，燃料芯體溫度也隨之降低。從以上計算結果可以看出發生池水喪失事故后，由于冷卻劑溫度負反饋效應，反應堆能夠穩定在較低功率，確保裝置安全。

圖6 功率和反應性隨時間變化曲線Fig.6 Power and reactivity variation with time

4 結語

IHNI－1堆依靠低溫、常壓水全自然循環冷卻，具有－0.1 mk/℃的冷卻劑溫度反應性系數，固有安全性很高。在零功率或額定功率運行下意外引入6 mk正反應性時，依靠其自穩特性，反應堆能穩定在一定功率水平。額定功率運行下發生大反應性引入事故較零功率運行下結果更惡劣，但堆芯出口最高溫度為97.9℃，仍低于當地飽和溫度111.4℃，燃料芯體和包殼最高溫度遠低于其熔化溫度。

圖7 堆芯進、出口溫度隨時間變化曲線Fig.7 Core inlet and outlet temperature variation with time

圖8 燃料芯體溫度隨時間變化曲線Fig.8 Fuel temperature variation with time

當發生地震導致池體開裂，池水外泄使堆芯鋁筒體完全暴露在空氣中時，堆芯依靠非能動自然循環和冷卻劑溫度負反饋效應，使反應堆功率降低到足夠小，依靠空氣自然循環帶走堆芯產生熱量，燃料和堆芯筒體內水溫度維持在較低水平，不會出現持續升高的現象。

[1] 蘇 云，許以全，曹學武，等.SCDAP/RELAP5程序結構及嚴重事故有關的模型概述[J] .核動力工程，2003，24(6):51－55.

[2] 江新標，張文首，高集金，等.低濃化醫院中子照射器(IHNI－1)堆芯的物理方案設計[J] .中國工程科學，2009，11(11):17－21.

[3] 張鴻雁，張志政，王 元.流體力學[M] .北京:科學出版社，2004.