基于瞬態(tài)基準實驗的CAACS程序驗證

于 淼，劉國明，霍小東，易 璇，楊海峰，邵 增

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

基于瞬態(tài)基準實驗的CAACS程序驗證

于 淼，劉國明，霍小東，易 璇，楊海峰，邵 增

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

核臨界安全是核工業(yè)發(fā)展的特殊安全問題，其中臨界事故的分析評價具有重要的學術意義和工程價值。CAACS程序是自主開發(fā)的圓柱形溶液系統(tǒng)臨界事故分析程序，可以實現(xiàn)計算臨界事故的裂變次數(shù)，裂變功率、溫度隨時間的變化等功能。為了驗證自主開發(fā)的CAACS程序，本文利用瞬態(tài)基準實驗對程序進行驗證，并于其他程序作了對比。結果表明：CAACS程序的計算結果與實驗測量值符合較好，與國外同類程序具有相當?shù)募夹g水平和精度，可為后處理廠建設提供事故分析的技術手段，為后續(xù)的臨界瞬態(tài)研究奠定基礎。。

CAACS；溶液系統(tǒng)；臨界事故；程序驗證；瞬態(tài)基準實驗

核臨界安全是核工業(yè)發(fā)展的特殊安全問題，而臨界事故一旦發(fā)生，會在很短的時間內發(fā)生大量的裂變反應，系統(tǒng)將產生出巨大的熱量。同時大量的裂變反應會產生密集的中子、伽馬射線和裂變氣體的釋放。在裂變產物的作用下，系統(tǒng)也會產生一定量的輻解氣體。系統(tǒng)的升溫和輻解氣體的產生也會帶來反應性負反饋，對臨界事故的發(fā)展產生進一步的影響。因此臨界事故的分析評價具有重要的學術意義和工程價值。CAACS(Criticality Accident Analysis Code for Solution)是自主研發(fā)的、針對圓柱溶液系統(tǒng)的臨界事故模擬與分析的動力學程序。本文基于臨界瞬態(tài)基準實驗對CAACS程序進行測試驗證，并與國際上同類程序進行比較。

1 CAACS簡介

CAACS以點堆動力學方程為基礎，建立中子瞬態(tài)變化的臨界事故物理模型，并同時考慮熱工水力的反饋效應，實現(xiàn)了計算臨界事故的裂變次數(shù)，裂變功率、溫度隨時間的變化等功能。程序的流程圖如圖1所示。程序各模塊的理論模型詳見文獻[1]。

圖1 CAACS程序流程圖Fig.1 Flow Chart of the Code CAACS

CAACS(見圖1)可實現(xiàn)模擬不同形式的反應性的加入，如階躍的反應性加入，線性的反應性加入。CAACS臨界事故分析程序的計算需要的初始化參數(shù)，如中子動力學參數(shù)(反應性，中子壽命，緩發(fā)中子常數(shù)，緩發(fā)中子先驅核衰變常數(shù)等)和反應性反饋系數(shù)(溫度的反應性反饋系數(shù)，空泡的反應性反饋系數(shù)等)，需要使用離散縱標程序(SN)或蒙特卡羅程序對系統(tǒng)的溶液液位、密度、Doppler效應、空泡分布、空泡大小等多個參數(shù)進行敏感性分析得到[2]。

2 驗證實驗介紹

一般來說，在臨界事故中第一個裂變峰釋放的能量是最多的。第一個裂變峰決定了事故的直接后果，如爆炸破壞和緊急撤退前人員受到的輻射劑量。而總的裂變次數(shù)則代表了事故產生的總劑量，決定了事故對環(huán)境等造成的影響。因此驗證過程中，最關注的兩個參數(shù)是第一功率峰裂變次數(shù)和總裂變次數(shù)。

2.1 實驗裝置

我國尚未建立專用于研究臨界事故的臨界瞬態(tài)實驗裝置，OECD/NEA的專家組對國際上同類程序的互校是在日本TRACY瞬態(tài)實驗、法國SILENE瞬態(tài)實驗上開展的[1]。這兩個系列的實驗中既包含低富集度系統(tǒng)又包含高富集度系統(tǒng)，既包含緩發(fā)臨界，又包含瞬發(fā)臨界瞬變的實例。因此本文也使用這兩個實驗裝置的瞬態(tài)實驗進行驗證計算。

TRACY：實驗引入的反應性為0.25$～2.96$。燃料溶液中鈾的富集度為9.98wt%，最大鈾濃度500gU/L，實際的鈾濃度在375～433 gU/L之間，而硝酸的摩爾濃度為0.6～0.9N[3，4]。本文中對該裝置的18組瞬態(tài)實驗進行了驗證計算，其中5組為互校實驗。

SILENE：鈾濃度為69.9～71.5gU/L，富集度達92.7wt%，引入的反應性為0.03$～2.96$，硝酸的摩爾濃度為2.0N[3,5]。本文中對該裝置的21組瞬態(tài)實驗進行了驗證計算，其中3組為互校實驗。

2.2 對比程序

本文將8組瞬態(tài)基準實驗的驗證結果與四個國際上的同類程序驗證結果做比對分析，以評價CAACS程序的準確性、可靠性。

其中涉及的對比程序包括AGNES(2002), CRITEX(1984), INCTAC(2003)和TRACE(1998)。涉及互校實驗中4組為緩發(fā)臨界實驗，4組為瞬發(fā)臨界實驗。TRACY的5組實驗是低濃度鈾實驗，SILENE的3組實驗是高濃度鈾實驗。

3 驗證結果與分析

3.1 CAACS的計算結果

CAACS程序可得到臨界事故的反應性、倒周期、溶液溫度和裂變功率等參數(shù)隨時間的變化，還可得到最大倒周期、功率峰時間、功率峰值、釋放總能量、溶液最終溫度和氣體釋放時間等參數(shù)。圖2為TRACY-R100實驗中CAACS計算與實驗測量的功率和時間變化對比圖。CAACS的計算很好的重現(xiàn)了在溶液的初始冷卻下功率逐漸增大并在203s上升至峰值的過程。溶液溫度在此過程中迅速上升，形成負反饋。在此作用下功率下降并隨著時間的推移趨勢趨于平緩，溫度也隨之趨于平緩。

圖2 CAACS的計算結果示例Fig.2 Example of the Calculated Results of CAACS(a) 功率；(b) 溶液溫度

3.2 瞬態(tài)基準實驗驗證結果

為了驗證CAACS的可靠性和準確性，對TRACY實驗裝置的18組瞬態(tài)實驗和SILENE實驗裝置的21組瞬態(tài)基準實驗進行驗證計算。通過計算和對比分析，CAACS較好地重現(xiàn)了臨界瞬態(tài)主要特性，也就是功率升高到一個峰值，然后功率開始下降，直到趨近一個長期穩(wěn)定的低值，并重現(xiàn)了一些實驗中的功率振蕩現(xiàn)象。表1中列出了每組實驗的實驗號、引入反應性和最重要的兩個參數(shù)：功率峰值和總能量的計算結果與實驗值的比值(C/E)。

溶液系統(tǒng)中鈾濃度、富集度、反應性大小、溶液系統(tǒng)尺寸等各參數(shù)變化時，CAACS程序均有很好的適應性，不會因為上述參數(shù)的變化導致計算結果的不可靠，因此CAACS程序具備較好的可靠性。39組瞬態(tài)基準實驗結果表明，CAACS重要參數(shù)的計算結果和實驗測量值符合較好。

3.3 同類程序比較

OECD/NEA組織利用其中的8組瞬態(tài)基準實驗對對四個國際上的同類程序進行了對比分析[3]，本文將CAACS對這8組基準實驗的計算結果也列入其中進行比較，見表2。表中依次列出的是實驗測量值和四個對比程序計算值與實驗值的比值(C/E)、CAACS計算值與實驗值的比值(C/E)。通過對比，CAACS大部分的計算值與測量參數(shù)一致，誤差基本在20%以內，與國外同類程序具有相當?shù)募夹g水平和精度。

表1 瞬態(tài)基準實驗驗證結果Table 1 The Verification Results of Transient Benchmark

表2 程序驗證結果互校Table 2 Comparison of the Calculated Results of Codes

4 結論

本文合理選擇用以驗證CAACS程序的瞬態(tài)實驗，并與四個國際同類程序的計算結果和實驗測量值進行比較。通過驗證計算和對比分析，CAACS較好地重現(xiàn)了臨界瞬態(tài)主要特性，大部分的計算值與測量參數(shù)一致，誤差基本在20%以內，與國外同類程序具有相當?shù)募夹g水平和精度，并具有一定的可靠性。CAACS可為后處理廠建設提供事故分析的技術手段，為后續(xù)的臨界瞬態(tài)研究奠定基礎。

[1] 于淼，霍小東，劉國明，等. 圓柱形溶液系統(tǒng)臨界事故分析程序研制與驗證[J]. 核動力工程，2014，35S2：170-172.

[2] 于淼，劉國明，邵增，等. 溶液系統(tǒng)臨界事故溫度反饋與空泡反饋敏感性分析[J]. 核科學與工程，2014，34(增刊)：395-399.

[3] Miyoshi Y, Yamane Y, Okubo K, et al. Inter-code Comparison Exercise for Criticality Excursion Analysis[C]. NEA, 2009.

[4] Nakajima K, Yamane Y, Ogawa K, et al.; TRACY Transient Experiment Databook. 1). Pulse Withdrawal Experiment[J]. Nippon Genshiryoku Kenkyujo JAERI, Data, Code, 2002: 162P.

[5] Barbry F. SILENE reactor: results of selected typical experiments[J]. CEA Report SRSC, 1994 (223): 4-0.2.

VerificationofCAACSBasedonTransientBenchmark

YUMiao,LIUGuo-ming,HUOXiao-dong,YIXuan,YANGHai-feng,SHAOZeng

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd, Beijing 100840, China)

Nuclear criticality safety is a special security problem during the development of nuclear industry, among which analysis and evaluation of criticality accident has important academic and practical significance. CAACS program is a criticality accident analysis program for cylindrical solution system. The program could calculate the number of fission, fission power, temperature changes with time of the criticality accident and so on. In order to verify the CAACS program, this paper uses the transient benchmark experiments to do the verification, and then compares it with other similar foreign programs. The results showed that: the calculated results of CAACS is in good agreement with the experimental measurements. CAACS is of coequal technical level and accuracy with similar foreign programs, which provides the technical means of accident analysis for the transformation and construction of subsequent commercial fuel reprocessing plants plant, and lays the foundation for subsequent critical transient studies.

CAACS; Solution system；Criticality accident；Code verification；Transient benchmark

2016-04-11

于 淼(1988—)，女，滿族，遼寧瓦房店人，助理工程師，碩士，現(xiàn)主要從事反應堆物理工作

TL24

A

0258-0918(2017)06-1066-05