中國氦冷固態實驗包層模塊In-box LOCA事故分析研究

胡 星，賈江濤，孟 孜，倪木一，陳志斌，張 斌，FDS團隊

(1. 中國科學院核能安全技術研究所，中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽合肥230031； 2. 中國科學技術大學，安徽合肥230026；3. 西安交通大學，陜西西安710049)

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中國氦冷固態實驗包層模塊In-box LOCA事故分析研究

胡 星1, 2，賈江濤1，孟 孜1，倪木一1，陳志斌1，張 斌3，FDS團隊

(1. 中國科學院核能安全技術研究所，中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，安徽合肥230031； 2. 中國科學技術大學，安徽合肥230026；3. 西安交通大學，陜西西安710049)

中國氦冷固態實驗包層模塊(CN HCCB TBM)將在ITER 2號窗口進行測試，在測試期間，聚變中子和TBM內部材料發生核反應，產生氚和其他放射性物質。考慮到ITER的運行和工作人員與公眾的安全，在進入ITER測試之前需要進行事故安全分析。本文應用MELOCR對HCCB TBM及其氦冷系統(HCS)進行建模，開展了TBM增殖區冷卻板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究，并對泄壓罐體積，破口面積，隔離閥關閉延遲時間等關鍵參數進行敏感性分析。結果表明：在保守假設流道全破裂的工況下，box壓力超過其壓力限值4 MPa，而單根流道和5根流道破裂的工況下，box均未超過其壓力限值；安裝泄壓罐和改變隔離閥關閉延遲時間能夠有效的控制box壓力。

氦冷固態包層；事故安全；In-box LOCA

測試和驗證氚增殖包層的性能是ITER主要的工程目標之一，其中包括氚增殖和熱量載出。國際上針對ITER和DEMO開展了大量的氚增殖包層概念設計[1-3]，主要有歐洲HCPB，HCLL，WCLL和DCLL，美國DCLL，日本WCCB，韓國HCCR，印度LLCB，中國HCCB和DFLL[4-7]。中國氦冷固態增殖包層模塊(HCCB)將在ITER上安裝和測試。在設計階段，HCCB的設計基準事故分析是實驗包層系統(TBS)安全評估中重要工作之一。

在HCCB的設計基準事故中，TBM增殖區冷卻板流道發生雙端破裂(In-box LOCA)需要重點考慮。流道破裂后，高壓氦氣(8 MPa)進入增殖區(運行壓力0.1 MPa)，使得增殖區和提氚系統(TES)壓力升高，TES在窗口(Port Cell)中的管道由于超壓可能發生破裂，造成氚釋放到Port Cell中。本文將采用MELCOR對In-box LOCA開展研究，并對泄壓罐的體積，破口面積，隔離閥關閉延遲時間等一些關鍵參數進行敏感性分析。

1 中國氦冷固態實驗包層模塊及其冷卻系統模型

1.1 中國氦冷固態實驗包層模塊及其氦冷系統設計

中國氦冷固態實驗包層模塊[8]整體結構為1×4子模塊布置，如圖1所示，其結構材料為CLAM鋼[9-10]，氚增殖劑和中子倍增劑分別為硅酸鋰和鈹，冷卻劑和提氚氣體為氦氣。子模塊主要由第一壁，上下蓋板，肋板，冷卻板和后板構成。

圖1 中國氦冷固態包層模塊的設計[8]Fig. 1 CN HCCB design[8]

氦冷系統采用的是8字型的回路設計[11]，如圖2所示，其回路主要由混合器，電加熱器，回流換熱器，泵，過濾器，氦氣-水熱交換器，隔離閥和管道等組成。在正常運行工況下，回路壓力為8 MPa，質量流率為1.04 kg/s，TBM出口和入口溫度分別為773.15 K，573.15 K。

圖2 氦冷系統8字型回路原理圖Fig. 2 Schematic diagrams of the 8-shape loop for the helium cooling system

1.2 中國氦冷固態實驗包層模塊及其氦冷系統的MELCOR模型

依據圖1和圖2，HCCB TBM及其氦冷系統(HCS)的節點劃分如圖3所示。對TBM，混合器，電加熱器，回流換熱器，過濾器，和氦氣-水熱交換器等進行了細致的控制體劃分。例如TBM含有4個相同的子模塊，其中每個子模塊中的FW結構設計為U型，含有8根流道，且每根流道由三根首尾相連的U型流道組成。在對FW建模時，將其劃分為三組控制體。HCS中的流道均采用控制體(CV)-流道(FL)組合模式進行模擬。

圖3 中國氦冷固態包層模塊氦冷系統MELCOR節點圖Fig. 3 MELCOR nodalization of CN HCCB TBS

2 中國氦冷固態包層模塊In-box LOCA事故分析

2.1 穩態計算結果分析

在正常運行期間，HCCB第一壁表面熱流假設為0.3 MW/m2，主回路壓力8 MPa，質量流率1.04 kg/s, TBM的入口溫度573.15 K。

在事故分析開始前10 s之內，第一壁表面熱流和中子通量增加20%[12]。由于核熱和中子通量增加，第一壁表面的峰值溫度增加23 K。具體的一些參數對比見表1，從分析結果可知，MELCOR穩態結果和HCCB TBS的設計值[8]基本一致。

表1 MELCOR和RELAP5穩態結果和設計值對比Table 1 Comparison of the steady results between the steady results of MELCOR and design values

2.2 事故序列選取與假設

假設TBM子模塊增殖區冷卻板流道發生雙端破裂，高壓氦氣進入增殖區，使增殖區和TES壓力升高，當TES壓力超過0.5 MPa時，向ITER中央安全系統(CSS)發出停堆信號，聚變功率停止系統(FPP)延遲3 s后啟動，等離子體發生大破裂，假設等離子體大破裂時間持續1 s，在前0.1 s表面熱流為5.52 MW/m2，后0.9 s的表面熱流為0.72 MW/m2[12]。整個事故序列見表2。

表2 In-box LOCA事故序列Table 2 In-box LOCA accident sequence

圖4為In-box LOCA分析子節點圖，閥門10模擬子模塊增殖區冷卻板流道發生破口，閥門11模擬泄壓閥，閥門12模擬TES的隔離閥。

圖4 In-box LOCA分析子節點圖Fig. 4 Sub-nodalization for the analysis of In-box LOCA

在事故分析中，假設等離子體破裂前10 s，第一壁熱流和中子通量增加20%[13]。

2.3 參數敏感性分析

2.3.1 破口面積敏感性分析

選取三種子模塊增殖區冷卻板流道破口尺寸進行參數分析：(1) 單根流道雙端破裂，其破口面積是2.25E-5 m2；(2) 5根流道雙端破裂，其破口面積是1.125E-4 m2；(3) 全部(220根)流道雙端破裂，其破口面積是4.95E-3 m2。泄壓罐體積假設為4.0 m3。

圖5為不同破口面積下，box和TES壓力變化。box壓力在全部流道破裂事故下達到6.13 MPa，超過其壓力限值4 MPa[12]，而在單根和5根流道破裂事故下分別為1.88 MPa和3.90 MPa，均未超過其壓力限值。

圖5 不同破口面積下，box和TES的壓力變化Fig. 5 Pressure of box and TES during different breaks

TBM第一壁的溫度變化如圖6所示，第一壁結構受到等離子體大破裂對其造成的沖擊[8]，溫度在單根，5根和全部流道破裂事故下分別達到926.45 K，909.82 K，908.27 K。

圖6 不同破口事故下，第一壁溫度變化Fig. 6 Temperature of first wall during different breaks

2.3.2 泄壓罐體積敏感性分析

泄壓罐安裝在box和TES之間的管道上，如圖4所示，一旦增殖區出口處壓力大于 0.45 MPa[8]時，泄壓閥自動開啟，氦氣進入泄壓罐。

選取三種泄壓罐體積進行參數分析： 3.5 m3；4.0 m3；4.5 m3。

首先，假設單根管道發生雙端破裂，且系統不含泄壓罐，分析結果表明：box壓力為7.43 MPa，是其壓力限值的1.86倍，如圖7所示。

圖7 在單根流道破裂期間，box和TES壓力變化(不含泄壓罐)Fig. 7 Pressure of box and TES during one-channel break(no relief tank)

泄壓罐體積假設為4.0 m3和4.5 m3時，box壓力在單根和5根流道雙端破裂事故下均未超過其限值。泄壓罐體積假設為3.5 m3時，box壓力在單根流道雙端破裂事故下未超過其限值，而在5根流道破裂時超過其限值，見表3和表4。

表3 單根流道破裂期間，壓力大小對比Table 3 Pressure during one-channel break

表4 5根流道破裂期間，壓力大小對比Table 4 Pressure during five-channel break

由上面分析可知：安裝泄壓罐可以緩解box和TES中的壓力，且當泄壓罐體積大于等于4.0 m3時，box的壓力在5根和單根管道下均未超過其限值。

2.3.3 隔離閥關閉延遲時間敏感性分析

HCS共含有3個隔離閥，分別安裝在TBM的入口，出口和旁路管道處。主要目的是防止TBM第一壁發生破裂后，大量的氦氣進入真空室內，使之超壓，同時也阻止了事故中放射性物質通過HCS管道釋放到外界。TES共含有2個隔離閥，分別安裝在增殖區的出口和入口管道處。主要目的是防止事故中氚和其他放射性物質通過TES管道釋放到外界。

選取兩種隔離閥關閉延遲時間進行參數分析：5 s和10 s。泄壓罐的體積假設為4.0 m3。

TBM第一壁溫度變化，如圖8所示，第一壁結構受到等離子體大破裂對其造成的沖擊[8]，溫度達到峰值，在第一壁失去表面熱流后，溫度又開始快速下降。由于氦氣通過第一壁流道的質量在隔離閥關閉延遲10 s時比5 s多，如圖9所示，故在第一壁溫度在隔離閥關閉延遲10 s時比5 s下降的速率快。

圖8 在單根/5根流道破裂期間，第一壁溫度變化Fig. 8 Temperature of first wall during one-channel/five-channel break

圖9 在單根/5根管道破裂期間，第一壁流道氦氣質量流率變化Fig. 9 Mass flow rate of FW during one-channel/five-channel break

單根流道雙端破裂事故下，box壓力在隔離閥關閉延遲5 s和10 s時分別為1.65 MPa， 1.88 MPa。5根流道雙端破裂事故下，box壓力在隔離閥關閉延遲5 s和10 s時分別為2.70 MPa， 3.90 MPa，如圖10所示。故減少隔離閥關閉延遲時間可以有效地控制box壓力。

2.5 LOOP分析

以上事故分析均不考慮失去場外電源(LOOP)。

下面將對單根和全部流道雙端破裂兩種事故疊加LOOP工況。泄壓罐體積假設為4.0 m3。

圖10 在單根管道/5根破裂期間，box壓力變化Fig. 10 Pressure of box during one-channel/five-channel break

在單根流道雙端破裂事故下，疊加LOOP工況，在流道發生雙端破裂的同時關閉泵，第一壁流道中氦氣的質量流率迅速下降至0.09 kg/s，而在不疊加LOOP工況，氦氣流量保持在1.04 kg/s左右，如圖11(b)所示，因此在等離子體大破裂前，第一壁結構材料在疊加LOOP工況比不疊加LOOP工況高139 K。故等離子體大破裂造成的第一壁峰值在疊加LOOP工況比不疊加LOOP工況高133 K，如圖11(a)所示。

在全部流道破裂的事故下，第一壁溫度峰值疊加LOOP比不疊加LOOP高9 K，如圖12(a)所示，其結果表明LOOP對全部流道破裂事故下第一壁結構材料溫度影響不明顯。此主要原因是在等離子體發生大破裂前，兩種工況下通過第一壁流道氦氣的量基本一致，如圖12(b)所示。

圖11 在單根流道破裂期間，第一壁主要參數變化Fig. 11 Main parameters of first wall during one-channel break(a) 第一壁溫度變化；(b) 第一壁流道氦氣質量流率變化

圖12 在流道全破裂期間，第一壁主要參數變化Fig. 12 Main parameters of first wall during all-channel break (a) 第一壁溫度變化；(b) 第一壁流道氦氣質量流率變化

3 結論

本文采用事故分析軟件MELCOR對中國氦冷固態包層的In-box LOCA事故進行了模擬，并對其破口面積，泄壓罐的體積和隔離閥延遲時間進行敏感性參數分析，分析結果表明：

(1) 在保守假設流道全破裂的事故下，box壓力為6.13 MPa，超過其壓力限值 4 MPa，而單根和5根流道破裂事故下的box壓力分別為1.88 MPa，3.90 MPa，均未超過其壓力限值。

(2) 泄壓罐體積為4.5 m3和4.0 m3時，單根和5根流道破裂事故下，box均未超過其壓力限值，而泄壓罐體積為3.5 m3時，box在5根流道破裂事故時超壓，而單根流道破裂事故時未超壓。

(3) 單根和5根流道破裂的事故下，box壓力在隔離閥關閉延遲5 s時比延遲10 s低0.23 MPa和1.2 MPa。

(4) 在單根流道破裂疊加LOOP事故時，TBM第一壁溫度峰值比不疊加LOOP高133 K。而在保守假設流道全破裂的事故中，疊加LOOP事故對第一壁溫度峰值影響不明顯。

致謝

本工作得到中科院核能安全技術研究所FDS團隊其他成員的幫助和指導，特此感謝。

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Preliminary In-box LOCA Analysis for China Helium Cooled Ceramic Breeder Test Blanket System

HU Xing1, 2,JIA Jiang-Tao1,MENG Zi1，NI Mu-Yi1, CHEN Zhi-Bin1,ZHANG Bin3,FDS team

(1. Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei, Anhui, 230031, China； 2. University of Science and Technology of China, Hefei, Anhui, 230026, China 3. Xi’an Jiaotong University, Xi’an, 710049, China)

China Helium Cooled Ceramic Breeder Test Blanket Module (CN HCCB TBM) will be tested on ITER equatorial port #2, and there will be nuclear reaction between fusion neutrons and material inside TBM during the test, which will produce considerable amount of tritium and other radioactive isotopes. Considering ITER operation and nuclear safety for the public and workers, the safety analysis must be carried out before its test on ITER. In this paper, the MELCOR model was created based on CN HCCB TBM and its helium cooling system (HCS). In-box LOCA was chosen to be investigated. The key parameters of break size, relief tank volume, and isolation time were performed sensitivity analyses. The analysis results show that the pressure limit of TBM box (4 MPa) was exceeded during all-channel break, however, the pressure limit of box was not exceeded during one-channel or five-channel break. Installing relief tank and reducing the isolation time were effective ways to control the box pressure.

HCCB；Accident safety；In-box LOCA

2017-02-11

國家磁約束核聚變能發展研究專項(2014GB11200、2014GB11600)

胡 星(1992—)，男，江西人，碩士研究生，主要從事中國氦冷固態包層事故分析研究工作

賈江濤：jiangtao.jia@fds.org.cn

TP69

A

0258-0918(2017)03-0405-08