次臨界能源堆安全性研究

周 喆，汪 俊，張慧敏

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

次臨界能源堆安全性研究

周 喆，汪 俊，張慧敏

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

次臨界能源堆由中心的托卡馬克裝置和圍繞其的裂變包層組成。本文根據(jù)物理和熱工專業(yè)分析計(jì)算得出的一種針對(duì)其裂變包層的燃料和冷卻劑通道布置方式，分析設(shè)計(jì)的包層結(jié)構(gòu)安全性和工程應(yīng)用中的安全性。包層結(jié)構(gòu)安全性分析使用CFD方法，計(jì)算了正常運(yùn)行工況和冷卻劑通道堵管的情況，得到堵管發(fā)生后包層的局部狀況。通過RELAP程序模擬了裂變包層參與核電廠發(fā)電運(yùn)行過程中，其本身所具有的固有安全性。本文通過計(jì)算發(fā)現(xiàn)了其安全上的薄弱環(huán)節(jié)，并提出了改進(jìn)措施，為以后改進(jìn)次臨界能源堆安全性提供參考。

次臨界能源堆；堵管；燃料溫度；固有安全性

次臨界能源堆是一種聚變-裂變混合堆的新型能源利用模式，目的是在工業(yè)上實(shí)現(xiàn)對(duì)聚變的提前應(yīng)用，其設(shè)計(jì)能兼顧產(chǎn)能和制氚［1］。反應(yīng)堆由中心進(jìn)行聚變反應(yīng)的托卡馬克裝置和圍繞其發(fā)生裂變反應(yīng)的裂變堆芯組成。托卡馬克裝置中核聚變產(chǎn)生的中子給其周圍的裂變材料提供維持裂變反應(yīng)的中子，使處于次臨界狀態(tài)的裂變堆芯能持續(xù)產(chǎn)生能量維持發(fā)電所需［2］。

熱工專業(yè)結(jié)合物理專業(yè)提供的聚變中子源通量分布與裂變堆芯燃料裝載方案，提供了熱工水力方面的初步設(shè)計(jì)方案。本文對(duì)此方案的安全性進(jìn)行研究。

1 設(shè)計(jì)方案

圖1示出了以托卡馬克裝置為中心的次臨界能源堆堆芯結(jié)構(gòu)示意圖，白色圓環(huán)部分即為托卡馬克裝置，包圍在圓環(huán)邊界處的是為電廠提供能源的裂變堆芯（黑色部分）。

熱工專業(yè)和物理專業(yè)考慮了功率密度分布、鈾水比、冷卻劑流道結(jié)構(gòu)、流量、壓降等關(guān)鍵參數(shù)，綜合燃料的加工、制造、安裝、熱工水力設(shè)計(jì)方便性等多方面因素后，最終確定混合堆堆芯布置方案（圖2），簡要描述如下：1）包圍托卡馬克裝置的裂變堆芯分為多個(gè)模塊化的燃料組件［3］；2）每個(gè)燃料組件分為6排，每排有若干燃料單元；3）燃料組件內(nèi)的燃料單元呈正三角形排列，柵距為2.50cm，冷卻劑通道內(nèi)徑為1.352cm，鋯包殼外徑為1.69cm；4）所有燃料組件及燃料單元均并聯(lián)，所有的冷卻劑流道也均并聯(lián)；5）每個(gè)燃料組件以排為最小單位，按照每排的積分功率給各排分配冷卻劑流量，而同一排燃料單元內(nèi)的冷卻劑流量平均分配；6）入口冷卻劑溫度為292.4℃，出口溫度為327.6℃，壓力為15.5MPa；7）平均燃料單元冷卻劑流量為0.108 51kg／s（1m／s左右）。

圖2 燃料組件布置示意圖Fig.2 Schematic diagram of fuel assembly layout

分析次臨界能源堆在工程應(yīng)用中的安全性時(shí)，考慮到國內(nèi)現(xiàn)有的成熟壓水堆核電站設(shè)計(jì)技術(shù)，若能在將堆芯產(chǎn)生的裂變能量帶出堆芯后，之后的能量傳遞、轉(zhuǎn)換方式按照成熟壓水堆電站模式進(jìn)行設(shè)計(jì)，將大幅節(jié)省二次設(shè)計(jì)周期和費(fèi)用，故核電站的其余系統(tǒng)結(jié)構(gòu)參考?jí)核央娬具M(jìn)行模擬分析，如圖3所示。

圖3 次臨界能源堆電廠模擬示意圖Fig.3 Schematic diagram of sub-critical nuclear power reactor plant simulation

2 安全性分析

2.1 堆芯安全性

1）安全準(zhǔn)則

方案選用鈾合金作為裂變堆芯燃料。金屬鈾在熔點(diǎn)以下具有3種同素異形體（α相、β相、γ相）。在常溫下金屬鈾處于α相狀態(tài)，當(dāng)溫度超過668℃后，金屬鈾轉(zhuǎn)化為β相，其密度發(fā)生急劇變化，從而破壞堆芯結(jié)構(gòu)。因此，保守考慮，滿足安全的驗(yàn)收準(zhǔn)則：要求燃料在任何情況下最高溫度低于610℃，以保證堆芯安全。

2）正常運(yùn)行工況

根據(jù)物理專業(yè)給出的燃料組件每個(gè)燃料單元的功率分布因子數(shù)據(jù)，定性判斷出燃料最高溫度所在位置。對(duì)該位置進(jìn)行模擬計(jì)算，得到燃料最高溫度為518℃，小于610℃的設(shè)計(jì)限值，該局部區(qū)域的溫度分布如圖4所示。

3）堵管工況

考慮到此燃料組件特有的結(jié)構(gòu)，冷卻劑管道被燃料所包裹，各流道間并無攪混與相互流通。當(dāng)出現(xiàn)雜質(zhì)或其他設(shè)備小碎片時(shí)，可能會(huì)發(fā)生局部堵管工況。在堵管情況下，假設(shè)被堵管道的局部冷卻能力完全喪失，這相對(duì)實(shí)際情況是保守的。因該處喪失冷卻能力后，管道中的冷卻劑逐漸受熱汽化，其作為慢化劑的功能也喪失，該處的熱中子通量也將隨之減小，裂變功率密度降低，可看作一種負(fù)的反饋?zhàn)饔谩?/p>

本文中僅考慮了單個(gè)冷卻劑流道堵管情況。由于快中子從燃料組件第1排的方向進(jìn)入，從第1排至第6排，燃料組件功率密度逐漸降低。根據(jù)冷卻劑流道分布方式的特點(diǎn)，將此工況分兩種情況：第1排燃料堵管工況；非第1排燃料堵管工況。

對(duì)堵管情況發(fā)生在第1排燃料單元工況，同樣取正常運(yùn)行工況最高溫度所在位置，計(jì)算得到燃料最大溫度為790.7℃，大于610℃的設(shè)計(jì)限值，如圖5a所示。

對(duì)堵管發(fā)生在非第1排燃料工況，第2排燃料單元的功率密度最高。分析物理專業(yè)給出的燃料組件每個(gè)燃料單元的功率分布因子數(shù)據(jù)，得出非第1排堵管工況發(fā)生最嚴(yán)重的位置，計(jì)算得到該處溫度為607℃，小于610℃的設(shè)計(jì)限值，如圖5b所示。

圖4 正常工況下燃料溫度分布Fig.4 Distribution of fuel temperature distribution in normal condition

圖5 第1排堵管（a）和非第1排堵管（b）工況燃料溫度分布Fig.5 Fuel temperature distribution of blocked pipe in the first row（a）and except in the first row（b）

4）改進(jìn)方案

對(duì)燃料組件第1排堵管工況下燃料最高溫度超過安全限制的情況，分析改善這一情況的措施。經(jīng)計(jì)算分析表明，在第1層燃料邊界加上5mm厚銅層，能有效地使最高燃料溫度降低到598.4℃，小于610℃的設(shè)計(jì)限值，如圖6所示。

2.2 工程應(yīng)用安全性

1）安全準(zhǔn)則

目前國內(nèi)的壓水堆核電廠設(shè)計(jì)為避免由于核電廠對(duì)環(huán)境的裂變產(chǎn)物釋放，給公眾健康和安全帶來過度的風(fēng)險(xiǎn)，根據(jù)“縱深防御”的設(shè)計(jì)原則采用了3道密封屏障：燃料包殼、反應(yīng)堆冷卻劑壓力邊界、反應(yīng)堆安全殼廠房。

圖6 改善后第1排堵管工況燃料溫度分布Fig.6 Fuel temperature distribution of blocked pipe in the first row after improving

設(shè)計(jì)方案在考慮次臨界能源堆的工程應(yīng)用時(shí)也參考了相同的設(shè)計(jì)原則，而要滿足維持這3道屏障完整性的要求，通常均需滿足以下條件：

（1）保持包殼完整性，燃料最高溫度必須低于燃料熔化溫度。由于次臨界能源堆使用鈾鋯合金作為燃料，其熔點(diǎn)遠(yuǎn)低于二氧化鈾的熔點(diǎn)，故區(qū)別于壓水堆電廠，較低的燃料熔點(diǎn)要求在分析包殼完整性上有更多的考慮。計(jì)算時(shí)要求堆芯不會(huì)發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）。

（2）保持反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界完整性，反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的壓力不能超過限值。

計(jì)算分析中將從上述兩方面考慮次臨界能源堆的安全性是否滿足驗(yàn)收準(zhǔn)則。

2）固有安全性

由于次臨界能源堆裂變堆芯自身始終維持在次臨界狀態(tài)，所以分析時(shí)著重考慮所設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆是否具有較高的固有安全性。分析的工況包括了正常停堆工況和事故下未能緊急停堆工況。這里停堆指停閉反應(yīng)堆聚變部分，即停止裂變堆芯的中子供應(yīng)。由于裂變堆芯的次臨界特性，在聚變停止后，其較通常的壓力堆具有更深的停堆裕度。

（1）正常停堆

正常停堆的計(jì)算結(jié)果示于圖7。計(jì)算時(shí)間為5 000s，結(jié)果顯示到計(jì)算結(jié)束時(shí)，環(huán)路自然循環(huán)流量基本穩(wěn)定，不會(huì)發(fā)生DNB和冷卻劑系統(tǒng)超壓，說明正常停堆時(shí)能通過自然循環(huán)流動(dòng)帶走堆芯余熱。

（2）未能緊急停堆

這里未能緊急停堆是指發(fā)生事故后次臨界能源堆聚變部分未能停閉的情況。假設(shè)發(fā)生喪失外電事故，但聚變?cè)次茨芡ｉ]，導(dǎo)致發(fā)生未能緊急停堆事故。由于主泵喪失電源后惰轉(zhuǎn)，反應(yīng)堆冷卻劑強(qiáng)迫流量隨泵轉(zhuǎn)速下降而減小，最終，只有自然循環(huán)流動(dòng)可冷卻堆芯。

計(jì)算時(shí)考慮了由物理專業(yè)提供的堆芯功率隨慢化劑密度變化的曲線，計(jì)算得到的冷卻劑系統(tǒng)壓力和堆芯功率的變化如圖8所示。從圖8可看出，由于次臨界能源堆的裂變反應(yīng)，一方面中子來源是聚變反應(yīng)，不會(huì)受到慢化劑密度變化的影響；另一方面燃料使用了天然鈾，除235U外，還包括238U和239Pu，功率受熱中子減少的影響較小。所以，裂變功率受慢化劑密度變化影響很小，在發(fā)生未能停堆事故時(shí)功率得不到有效的抑制，最終將導(dǎo)致一回路超壓。因此，次臨界能源堆必須采取有效的緩解措施以應(yīng)對(duì)事故下未能緊急停堆的工況。

圖7 正常停堆下熱點(diǎn)DNBR、冷卻劑系統(tǒng)壓力和單個(gè)環(huán)路流量隨時(shí)間的變化Fig.7 DNBR at hot spot，coolant system pressure and loop flow rate in normal scram condition vs.time

圖8 未停堆下冷卻劑系統(tǒng)壓力和堆芯功率隨時(shí)間的變化Fig.8 Coolant system pressure and relative core power in no scram condition vs.time

3）緩解措施

為確定緩解事故而啟動(dòng)安全設(shè)施或進(jìn)行操作員干預(yù)所允許的時(shí)間裕量，計(jì)算了在事故發(fā)生后若干秒實(shí)施手動(dòng)停堆后，反應(yīng)堆各參數(shù)的變化。具體結(jié)果如下。

（1）計(jì)算事故發(fā)生后50s手動(dòng)停堆工況。結(jié)果顯示在事故發(fā)生后37s，最熱點(diǎn)DNBR小于1（圖9a），即發(fā)生偏離泡核沸騰。

（2）計(jì)算事故發(fā)生后30s手動(dòng)停堆工況。結(jié)果顯示熱點(diǎn)的最小DNBR為1.17，冷卻劑系統(tǒng)最高壓力為18.2MPa（圖9b、c）。即未發(fā)生偏離泡核沸騰，未損壞反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界，滿足安全驗(yàn)收準(zhǔn)則。

圖9 熱點(diǎn)DNBR和冷卻劑系統(tǒng)壓力隨時(shí)間的變化Fig.9 DNBR at hot spot and coolant system pressure vs.time

3 結(jié)論

本工作闡述了熱工水力專業(yè)對(duì)混合堆堆芯裂變部分的初步設(shè)計(jì)，利用CFD和RELAP程序分析研究了其在熱工專業(yè)領(lǐng)域的安全性與可行性，并對(duì)其不足之處進(jìn)行了適當(dāng)?shù)母倪M(jìn)。

1）堵管工況是該堆芯設(shè)計(jì)方案中1種特有的事故，發(fā)生后極易造成局部包殼破口，而且存在探測(cè)困難、威脅大等特點(diǎn)。文中雖提出了使用黃銅作為輔助導(dǎo)熱材料的改進(jìn)方法，但受其材料性質(zhì)影響并不是很好的解決方案。最合適的方法是能從根本上杜絕此類事故的發(fā)生，如在堆芯入口添加過濾網(wǎng)，防止固體顆粒雜質(zhì)等堵塞冷卻劑通道。

2）RELAP程序?qū)ξ茨芫o急停堆的事故分析表明，雖然設(shè)計(jì)中裂變堆芯自身處于次臨界狀態(tài)，使反應(yīng)堆有很高的停堆裕量，但設(shè)計(jì)也導(dǎo)致了裂變功率靠自身反應(yīng)性反饋抑制功率增加的能力減弱，從而無法確保反應(yīng)堆的安全性。緩解措施分析表明，如能及時(shí)停堆，其安全性仍能得到保證，但由于能安全停堆的時(shí)間裕量很短，致使操作員沒有足夠的時(shí)間做出反應(yīng)，這要求設(shè)計(jì)能提供高可靠性的緊急停堆系統(tǒng)或備用的緊急停堆手段。

由于CFD方法對(duì)于大區(qū)域的模擬，計(jì)算周期較長，本文使用CFD方法研究了堆芯的局部熱工水力現(xiàn)象；其次參考?jí)核央姀S模型，對(duì)次臨界能源堆進(jìn)行了適當(dāng)簡化，并利用RELAP程序進(jìn)行計(jì)算，分析了次臨界能源堆的固有安全性。這兩種方法揭示了該次臨界能源堆堆芯以及運(yùn)行時(shí)在安全性上的弱點(diǎn)。針對(duì)次臨界能源堆安全性上存在的問題，本文通過計(jì)算給出了初步的解決方案，可以為其最終實(shí)現(xiàn)工程應(yīng)用提供重要參考。

［1］ 石星軍，陳湘仁.聚變-裂變混合堆展望［J］.青島大學(xué)學(xué)報(bào)，2009，22（1）：91-95.

SHI Xingjun，CHEN Xiangren.Prospects of fusion-fission hybrid reactor［J］.Journal of Qingdao University，2009，22（1）：91-95（in Chinese）.

［2］ 劉成安，師學(xué)明.聚變-裂變能源混合堆可行性及在我國核能發(fā)展中作用的分析［J］.中國工程科學(xué)，2011，13（3）：24-28.LIU Cheng’an，SHI Xueming.The role of fusion-fission hybrid reactor in development of China nuclear energy resources［J］.Engineering Sciences，2011，13（3）：24-28（in Chinese）.

［3］ 程和平，邵增，梁志，等.聚變-裂變混合堆設(shè)計(jì)研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2009，43（增刊）：219-222.

CHENG Heping，SHAO Zeng，LIANG Zhi，et al.Design research of fusion-fission hybrid reactor［J］.Atomic Energy Science and Technology，2009，43（Suppl.）：219-222（in Chinese）.

Study on Safety of Sub-critical Nuclear Power Reactor

ZHOU Zhe，WANG Jun，ZHANG Hui-min
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

The sub-critical nuclear power reactor is composed by the Tokamak device in the center and the fission blanket surrounding it.A design layout of the fuel and coolant channel of the fission blanket was offered in the paper，in which the safety analysis was done.The CFD code was used for the thermal-hydraulic design and safety analysis of coolant channel blocked accident.The RELAP code was used to simulate the fission blanket of the sub-critical nuclear power reactor，and the inherent safety of it was researched.By the analysis，some safety weak points were found and related suggestions were provided for the future safety improvement of the sub-critical nuclear power reactor.

sub-critical nuclear power reactor；blocked pipe；fuel temperature；inherent safety

TL46

：A

：1000-6931（2015）01-0106-05

10.7538／yzk.2015.49.01.0106

2013-11-11；

2014-03-21

周 喆（1984—），男，浙江諸暨人，工程師，從事反應(yīng)堆熱工水力與安全研究