基于集總參數法的池式鈉冷快堆無保護失流工況分析
2020-05-19 09:42:10楊永偉趙澤龍
核技術
2020年5期
關鍵詞：模型
房 鵬 楊永偉 趙澤龍
1（中國科學院近代物理研究所 蘭州 730000）
2（中國科學院大學核科學與技術學院 北京 100049）
快堆（Fast Reactor）具有可增殖核燃料、嬗變長壽命放射性廢物等方面的優勢。快堆消耗的是豐度高、不易裂變的238U。研究證明，相比壓水堆的0.5%～1%的利用率，功率較大的快堆可以將天然鈾利用率達到60%～70%［1］，同時還能嬗變錒系核素，減少污染物質的排放。快堆是可持續發展中重要的堆型，快堆的安全問題是核能發展中的重要問題，因此對于快堆來說安全問題的研究分析有實際工程意義。
在核反應堆安全事故分析中，構建精確的回路模型，就要求解大量的物理現象的偏微分方程組，會花費大量時間和費用，而且對于問題的初步分析和工作人員的監督性分析是不方便的。如果想得到初步性的分析結果，或是事故過程中各種物理現象的變化圖像，集總參數法往往能提供足夠精確的答案［2］。快堆分為回路式與池式，池式快堆相比回路式具有冷卻劑喪失率低、冷池熱慣性大、緩解事故能力強、結構安全等優點，因此池式堆應用更廣泛［3］。本文以池式快堆（Pool-type Fast Reactor）建立集總參數模型并進行無保護失流事故的模擬與分析，不同于其他反應堆集總參數模型，本文建立了完整的反應堆一回路模型并計算回路中堆芯與中間換熱器（Intermediate Heat eXchanger，IHX）的物理過程，并將結果與實驗和其他機構計算值進行比對，驗證了集總參數法在池式鈉冷快堆無保護失流事故安全分析中的可行性。
1 中子……
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