柳春源,肖 駿,陳笑松,孫培棟,邢 勉

(1.國(guó)家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司,北京 102209;2.中山大學(xué),廣東 廣州 510275)

鉛冷快堆指以液態(tài)鉛或鉛鉍合金(LBE)作為冷卻劑的快中子反應(yīng)堆,被GIF列為6種四代堆候選堆型之一,其具有較高的運(yùn)行溫度、較高的熱效率、冷卻劑與水或空氣不發(fā)生劇烈反應(yīng)等特點(diǎn),擁有良好的經(jīng)濟(jì)性、固有安全性和廣闊應(yīng)用前景。與常規(guī)壓水堆相比,鉛冷快堆堆芯擁有較大的核燃料增殖和核廢料嬗變潛力,有望近期實(shí)現(xiàn)工業(yè)化示范[1]。同時(shí),鉛冷快堆小型化潛力巨大,主要?dú)w于以下特性:1) 堆芯燃料功率密度高,所需體積小;2) 一回路系統(tǒng)常壓運(yùn)行,冷卻劑與水或空氣不發(fā)生劇烈反應(yīng),自然循環(huán)能力強(qiáng),固有安全性高,系統(tǒng)簡(jiǎn)單緊湊;3) 可靈活搭載二回路循環(huán)系統(tǒng),適配空間緊湊超臨界二氧化碳循環(huán)系統(tǒng)。

應(yīng)用場(chǎng)景方面,小型鉛冷快堆適用于以下場(chǎng)景[2],包括:1) 為偏遠(yuǎn)離網(wǎng)地區(qū)提供長(zhǎng)期穩(wěn)定的電源、熱源或用于制氫和海水淡化,包括偏遠(yuǎn)居民區(qū)、極地地區(qū)和海島礦山等;2) 提供陸地移動(dòng)電源,包括應(yīng)急救援電源和數(shù)據(jù)中心電源等;3) 為深海探索提供動(dòng)力,包括深海潛航器、深?？臻g站等。

基于小型核能系統(tǒng)潛在的應(yīng)用前景,國(guó)家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司提出了兆瓦級(jí)緊湊型鉛冷快堆SMILE(small and micro-innovative lead-cooled nuclear energy system)設(shè)計(jì)方案。本文針對(duì)SMILE設(shè)計(jì)方案,開(kāi)展關(guān)鍵熱工水力準(zhǔn)則及瞬態(tài)安全特性進(jìn)行分析,重點(diǎn)研究瞬態(tài)工況下燃料和冷卻劑性能特性,驗(yàn)證系統(tǒng)安全性。

1 小型鉛冷快堆SMILE簡(jiǎn)介

鑒于小型鉛冷快堆廣闊的應(yīng)用前景,國(guó)內(nèi)外多家研究機(jī)構(gòu)相繼進(jìn)行了小型鉛冷快堆設(shè)計(jì)研發(fā)。國(guó)內(nèi)外部分小型鉛冷快堆匯總列于表1。可見(jiàn),大部分堆型設(shè)計(jì)電功率為1～20 MW,間接反映出小型核能系統(tǒng)具有很強(qiáng)的市場(chǎng)需求,代表了未來(lái)核能發(fā)展的潛在方向。

表1 國(guó)內(nèi)外部分小型鉛冷快堆匯總

1.1 小型鉛冷快堆SMILE系統(tǒng)設(shè)計(jì)簡(jiǎn)介

聚焦偏遠(yuǎn)地區(qū)、離網(wǎng)地區(qū)等應(yīng)用場(chǎng)景,國(guó)家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院有限公司自主研發(fā)設(shè)計(jì)小型寬氧控緊湊型鉛冷快堆SMILE,其設(shè)計(jì)電功率為1 MW,具備體積功率比高、長(zhǎng)壽命不換料、非能動(dòng)安全等技術(shù)特點(diǎn),其總體技術(shù)參數(shù)列于表2。

表2 SMILE總體技術(shù)參數(shù)[10]

1.2 反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)

SMILE堆本體筒體由反應(yīng)堆容器筒體結(jié)構(gòu)和頂蓋組成,里面包含內(nèi)部容器、堆芯、堆芯支撐、堆芯上隔板、主冷卻劑泵、6臺(tái)螺旋管式直流蒸汽發(fā)生器和控制鼓等部件,如圖1所示。

圖1 SMILE總體結(jié)構(gòu)示意圖[10]

1.3 堆芯布置及控制系統(tǒng)

SMILE燃料元件由富集度為19.75%的UO2陶瓷芯塊、氦氣氣隙組成。燃料組件為六邊形結(jié)構(gòu),燃料元件呈三角形排布,燃料元件中心距為16.22 mm。堆芯有31盒燃料組件,每盒61根燃料元件,共1 891根燃料元件。堆芯橫縱向截面分別如圖2所示。

圖2 SMILE堆芯截面圖[11]

堆芯反應(yīng)性由12個(gè)控制轉(zhuǎn)鼓控制,沿著堆芯燃料周向布置。12個(gè)控制轉(zhuǎn)鼓分為9個(gè)調(diào)節(jié)轉(zhuǎn)鼓(編號(hào)2/3/4/6/7/8/10/11/12)和3個(gè)安全轉(zhuǎn)鼓(編號(hào)1/5/9)。堆芯外圍有材料為ZrO2-Y2O3的反射層,控制轉(zhuǎn)鼓布置在徑向反射層內(nèi)。調(diào)節(jié)轉(zhuǎn)鼓負(fù)責(zé)補(bǔ)償過(guò)剩的后備反應(yīng)性以及反應(yīng)堆在運(yùn)行過(guò)程中反應(yīng)性的變化。在緊急停堆工況下,安全轉(zhuǎn)鼓可通過(guò)旋入,將反應(yīng)堆迅速調(diào)控為次臨界狀態(tài),實(shí)現(xiàn)停堆。

為保證反應(yīng)堆具有良好的固有安全性,設(shè)計(jì)要求在壽期初、中和末臨界狀態(tài)下的燃料溫度系數(shù)、冷卻劑溫度系數(shù)和空泡系數(shù)均為負(fù)值,從而保證負(fù)反饋機(jī)制。通過(guò)數(shù)值計(jì)算,得到堆芯反應(yīng)性系數(shù)(表3)。

表3 SMILE堆芯反應(yīng)性系數(shù)計(jì)算結(jié)果[11]

壽期初、中和末臨界狀態(tài)堆芯功率峰值因子計(jì)算結(jié)果列于表4。可發(fā)現(xiàn),無(wú)論是組件功率峰值因子還是燃料棒功率峰值因子都隨燃耗加深越來(lái)越小,說(shuō)明徑向功率分布越來(lái)越均勻化。

表4 SMILE堆芯功率峰值因子[11]

1.4 蒸汽發(fā)生器及二回路系統(tǒng)

SMILE蒸汽發(fā)生器選用直流螺旋管式換熱器,其由多組纏繞成螺旋狀的金屬管和外部殼體構(gòu)成,管內(nèi)介質(zhì)為二氧化碳或水,殼側(cè)介質(zhì)為鉛。該換熱器具有結(jié)構(gòu)緊湊、傳熱性能高、溫差應(yīng)力小、破裂可能性小等特點(diǎn)。其外形如圖3所示。

圖3 SMILE蒸汽發(fā)生器

二回路系統(tǒng)是反應(yīng)堆系統(tǒng)的重要組成部分之一。為提高二回路系統(tǒng)的緊湊度,從而減小整個(gè)反應(yīng)堆系統(tǒng)的布置空間,SMILE二回路系統(tǒng)方案之一是采用超臨界二氧化碳布雷頓循環(huán)方式。該系統(tǒng)具有體積較小、重量輕、循環(huán)效率高、噪音低等特點(diǎn)[12]?？紤]數(shù)值計(jì)算和技術(shù)成熟度,本文二回路系統(tǒng)工質(zhì)選為水,二氧化碳將在后續(xù)研究中討論。

1.5 二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)

對(duì)于事故工況堆芯余熱導(dǎo)出問(wèn)題,結(jié)合SMILE反應(yīng)堆系統(tǒng)高安全性等設(shè)計(jì)原則,采用二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng),如圖4所示。該系統(tǒng)主要包含反應(yīng)堆堆芯余熱導(dǎo)出回路和無(wú)時(shí)限空氣冷卻回路。反應(yīng)堆堆芯余熱導(dǎo)出回路主要包括堆芯蒸汽發(fā)生器、外部水箱和水水換熱器等,工作原理為系統(tǒng)內(nèi)水工質(zhì)在蒸汽發(fā)生器吸收熱量后溫度升高,在自然循環(huán)作用下,非能動(dòng)流動(dòng)至水水換熱器,在與外部水箱進(jìn)行換熱后溫度降低,最終流回蒸汽發(fā)生器,完成整個(gè)循環(huán)。無(wú)時(shí)限空氣冷卻回路主要包括外部水箱和空冷器等,其工作原理是外部常溫空氣在通過(guò)通道與外部水箱接觸時(shí)會(huì)吸收熱量,從而使得溫度升高,在浮力作用下熱空氣上升,實(shí)現(xiàn)了水箱內(nèi)熱量載出。

圖4 SMILE二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)示意圖

二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)利用了兩個(gè)換熱器相互配合的形式,將堆芯余熱非能動(dòng)導(dǎo)出,保證系統(tǒng)處于安全狀態(tài)。同時(shí),系統(tǒng)設(shè)計(jì)可以確保在事故演變后期,鉛工質(zhì)依然保持液態(tài),避免或延緩冷卻劑冷卻凝固的進(jìn)程。

2 SMILE瞬態(tài)熱工水力安全分析

2.1 系統(tǒng)分析程序ATHLET簡(jiǎn)介

ATHLET(analysis of thermal-hydraulics of leaks and transients)是一款由德國(guó)核安全技術(shù)咨詢和安全分析中心(GRS)開(kāi)發(fā)的最佳估算一維系統(tǒng)安全分析程序,適用于壓水堆、沸水堆、石墨水冷堆和CANDU堆等眾多堆型的基準(zhǔn)事故和超基準(zhǔn)事故分析。ATHLET程序的結(jié)構(gòu)遵循高度模塊化原則,包含數(shù)個(gè)基本功能模塊如流體動(dòng)力學(xué)模塊、熱傳導(dǎo)模塊、中子動(dòng)力學(xué)模塊和通用控制模塊等。ATHLET經(jīng)過(guò)GRS多年的開(kāi)發(fā)、完善和驗(yàn)證,已成為國(guó)際上較主流的反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力安全分析程序之一,獲得德國(guó)和歐洲多個(gè)國(guó)家核安全評(píng)價(jià)機(jī)構(gòu)的認(rèn)證,可用于核設(shè)施執(zhí)照申請(qǐng)[13-14]。

隨著第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展,GRS對(duì)ATHLET進(jìn)行了適用性開(kāi)發(fā),通過(guò)添加金屬物性以及液態(tài)金屬換熱關(guān)系式等,使得其新版本可用于鉛冷快堆的系統(tǒng)熱工水力安全分析[15]。

2.2 熱工水力安全判定準(zhǔn)則

當(dāng)前,由于國(guó)內(nèi)外鉛冷快堆堆型概念設(shè)計(jì)的先進(jìn)性和多樣性,尚未提出較成熟統(tǒng)一的熱工水力安全判定準(zhǔn)則[16]。根據(jù)SMILE的設(shè)計(jì)特點(diǎn),結(jié)合調(diào)研結(jié)果,提出以下熱工水力安全關(guān)鍵參數(shù)性能判定準(zhǔn)則。

1) 液鉛溫度方面。穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)冷卻劑液鉛溫度需高于350 ℃,保證距凝固點(diǎn)有23 ℃以上的裕量。事故工況下允許暫時(shí)降至350 ℃以下,但不能過(guò)于接近凝固點(diǎn)。全工況條件下液鉛溫度需低于沸點(diǎn)1 740 ℃。

2) 液鉛流速方面。在正常運(yùn)行工況下,液鉛流速要小于2 m/s[17]?？紤]到SMILE的寬氧控特性,為避免發(fā)生大面積的氧化膜剝落,進(jìn)一步保守規(guī)定正常運(yùn)行工況下液鉛流速不高于1.5 m/s。

3) 包殼材料耐溫方面。在正常運(yùn)行工況下,包殼表面溫度須低于550 ℃,避免燃料包殼表面氧化膜被腐蝕破壞[18]。在瞬態(tài)工況下,包殼表面溫度不超過(guò)650 ℃。在嚴(yán)重事故工況下,包殼表面長(zhǎng)期溫度不超過(guò)800 ℃,可短暫超過(guò)該限值,但必須低于其熔點(diǎn)1 370 ℃。

4) 燃料耐溫方面。燃料棒芯塊中心溫度不超過(guò)2 164 ℃。未輻照的二氧化鈾熔點(diǎn)為2 804 ℃,每加深燃耗10 000 MW·d/tU,二氧化鈾熔點(diǎn)下降32 ℃[19]。

2.3 鉛冷快堆典型瞬態(tài)事故簡(jiǎn)介

反應(yīng)堆在運(yùn)行過(guò)程中,可能會(huì)發(fā)生各種偏離正常運(yùn)行范圍的異常事件,一旦系統(tǒng)調(diào)節(jié)能力無(wú)法應(yīng)對(duì)時(shí),便可能導(dǎo)致各種事故工況。在液態(tài)金屬冷卻快堆中,比較典型的事故工況包括超功率瞬態(tài)事故(TOP)、失流瞬態(tài)事故(LOF)、失熱阱瞬態(tài)事故(LOHS)等[19]。

反應(yīng)堆在發(fā)生瞬態(tài)事故時(shí),停堆保護(hù)系統(tǒng)會(huì)觸發(fā)緊急停堆系統(tǒng)。如果停堆保護(hù)系統(tǒng)可正常發(fā)揮作用,則該瞬態(tài)事故稱為有保護(hù)瞬態(tài)事故。如果停堆保護(hù)系統(tǒng)失效而無(wú)法實(shí)現(xiàn)緊急停堆,則稱為無(wú)保護(hù)瞬態(tài)事故。無(wú)保護(hù)失流瞬態(tài)事故(ULOF)、無(wú)保護(hù)超功率瞬態(tài)事故(UTOP)和無(wú)保護(hù)失熱阱瞬態(tài)事故(ULOHS)等是一般需要考慮的超設(shè)計(jì)范圍的瞬態(tài)事故。為了研究更惡劣條件下反應(yīng)堆狀態(tài),驗(yàn)證系統(tǒng)設(shè)計(jì)安全性,本文主要針對(duì)無(wú)保護(hù)瞬態(tài)事故進(jìn)行模擬分析。

2.4 ATHLET計(jì)算模型

SMILE一回路主冷卻劑系統(tǒng)的ATHLET模型示意圖如圖5所示(僅顯示1個(gè)換熱器)。二回路采用簡(jiǎn)化模型,即給定二回路入口水的溫度和流量并給定出口壓力邊界條件。對(duì)于堆芯通道分布,根據(jù)SMILE堆芯徑向功率分布,將堆芯簡(jiǎn)化為3個(gè)冷卻劑通道,分別為外部燃料區(qū)平均通道(CHANNEL1)、內(nèi)部燃料區(qū)熱通道(CHANNEL2)和中心燃料區(qū)最熱通道(CHANNEL3),各通道功率根據(jù)功率峰值因子設(shè)定。

圖5 SMILE一回路主冷卻劑系統(tǒng)模型示意圖

冷卻劑流動(dòng)路徑如下:液鉛從反應(yīng)堆底部下腔室(LOWERPLENUM)流入堆芯,流經(jīng)堆芯通道后吸收熱量,然后匯入堆芯出口區(qū)域(COREOUT);液鉛在堆芯出口區(qū)域充分混合后,通過(guò)上升通道(COREUP)并經(jīng)主泵加壓后分別進(jìn)入6個(gè)換熱器(HEATEX);高溫液鉛通過(guò)換熱器將熱量傳遞給換熱器二次側(cè)(SECHEATEX)水,然后匯入換熱器出口區(qū)域充分混合,經(jīng)上升通道(UP)、下降段(DOWNCOMER),最終流入反應(yīng)堆底部下腔室,完成整個(gè)循環(huán)。此外,堆內(nèi)自由液面均與反應(yīng)堆頂部氬氣覆蓋腔(AR)連接。氬氣覆蓋腔壓強(qiáng)保持一定數(shù)值。

2.5 穩(wěn)態(tài)計(jì)算

開(kāi)展SMILE系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)性能數(shù)值計(jì)算與分析。ATHLET計(jì)算得出的SMILE主要穩(wěn)態(tài)熱工水力參數(shù)列于表5。由表5可知,ATHLET的計(jì)算結(jié)果與SMILE的設(shè)計(jì)參數(shù)基本一致,其中最大相對(duì)誤差絕對(duì)值不超過(guò)1%,因此可認(rèn)為SMILE的ATHLET建模及參數(shù)設(shè)置合理,可用于后續(xù)的瞬態(tài)熱工水力安全分析。

表5 SMILE主要穩(wěn)態(tài)熱工水力相關(guān)參數(shù)

2.6 瞬態(tài)計(jì)算

針對(duì)無(wú)保護(hù)失流瞬態(tài)事故、無(wú)保護(hù)超功率瞬態(tài)事故和無(wú)保護(hù)失熱阱瞬態(tài)事故工況,開(kāi)展SMILE關(guān)鍵熱工水力性能研究。

1) 無(wú)保護(hù)失流瞬態(tài)事故(ULOF)

由于SMILE的一回路冷卻方式設(shè)計(jì)采用強(qiáng)迫循環(huán),因此需要研究非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效條件下,因斷電、卡軸或斷軸等因素導(dǎo)致的主冷卻劑泵停轉(zhuǎn)情況下系統(tǒng)的狀態(tài)。

初始工況:反應(yīng)堆于100%功率的額定工況下運(yùn)行。瞬態(tài)工況:觸發(fā)事故工況后,一回路主冷卻劑泵故障,在惰轉(zhuǎn)10 s后徹底停轉(zhuǎn)。此過(guò)程中,二回路換熱正常,非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效。中子動(dòng)力學(xué)采用點(diǎn)堆模型,考慮燃料多普勒效應(yīng)和冷卻劑溫度效應(yīng)。

ULOF事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化如圖6所示。由圖6可看出,事故后,堆芯功率在100 s內(nèi)迅速下降至不足額定功率的20%。在事故后約400 s后,堆芯功率開(kāi)始緩慢回升,并在事故后約1 600 s重新達(dá)穩(wěn)態(tài),約為額定功率的43%?？梢?jiàn),在非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效的情況下,主泵完全停轉(zhuǎn)不會(huì)導(dǎo)致反應(yīng)堆自動(dòng)停堆,而是通過(guò)負(fù)反饋調(diào)節(jié),在經(jīng)歷瞬態(tài)后重新以一個(gè)較小的功率運(yùn)行。

圖6 ULOF事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化

結(jié)合圖6中反應(yīng)性變化規(guī)律可知,堆芯冷卻能力急劇減小導(dǎo)致冷卻劑溫度和燃料棒溫度大幅升高,從而引入了大量負(fù)反應(yīng)性,總反應(yīng)性下降至約-275 pcm。之后,由于反應(yīng)堆迅速建立起了自然循環(huán),通過(guò)堆芯的冷卻劑流量開(kāi)始回升,堆芯冷卻能力增強(qiáng),冷卻劑溫度和燃料棒溫度下降,總反應(yīng)性回升至0附近。此后,在經(jīng)歷一個(gè)較小的波動(dòng)后,堆芯反應(yīng)性在事故后約1 600 s時(shí)達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)值,即此時(shí)堆芯功率重新達(dá)穩(wěn)態(tài)。在整個(gè)過(guò)程中,多普勒反應(yīng)性占主導(dǎo)作用,對(duì)SMILE應(yīng)對(duì)ULOF事故時(shí)的安全響應(yīng)起著至關(guān)重要的作用。

主泵停轉(zhuǎn)后,歸一化堆芯冷卻劑流量驟降至額定流量的約-2.6%,表明此時(shí)堆芯內(nèi)發(fā)生了冷卻劑逆流現(xiàn)象。此后,反應(yīng)堆迅速建立起自然循環(huán),冷卻劑流量迅速回升并在事故后約200 s達(dá)到峰值,約為額定流量的19%。冷卻劑流量在事故后約1 600 s時(shí)達(dá)到新的穩(wěn)態(tài)值,約為額定流量的17%。該結(jié)果顯示SMILE在ULOF事故時(shí)可繼續(xù)排出堆芯熱量,具有良好的自然循環(huán)性能,有效遏制事故后果。

正常運(yùn)行工況下,由于在模型設(shè)置時(shí),堆芯出口與換熱器一次側(cè)入口間、換熱器一次側(cè)出口與堆芯入口間為絕熱條件且未有內(nèi)部熱源,因此溫度保持一致。在事故工況下,堆芯功率和堆芯冷卻劑流量都在下降,且后者下降幅度大于前者下降幅度,導(dǎo)致堆芯出口溫度上升,在事故后約100 s時(shí)達(dá)到峰值,約為590 ℃。之后,由于冷卻劑流量回升,堆芯出口溫度逐漸回落至約555 ℃。隨著堆芯功率及冷卻劑流量重新達(dá)穩(wěn)態(tài),堆芯出口溫度也在事故后約1 600 s時(shí)達(dá)到新的穩(wěn)態(tài),約為575 ℃。換熱器一次側(cè)入口溫度變化趨勢(shì)與堆芯出口溫度變化趨勢(shì)基本一致,但存在一定滯后。對(duì)于換熱器一次側(cè)出口溫度,由于換熱器熱交換能力變化不大,盡管換熱器一次側(cè)入口溫度有較大幅度的升高,但同時(shí)冷卻劑流量驟降,因此換熱器一次側(cè)出口溫度出現(xiàn)較大幅的降低,最低降至約340 ℃,并同樣在事故后約1 600 s時(shí)重新達(dá)到穩(wěn)態(tài),約為350 ℃。堆芯入口溫度在事故工況初期逐漸下降,但下降速度較之換熱器一次側(cè)出口溫度減緩許多,重新達(dá)穩(wěn)態(tài)時(shí)兩者溫度數(shù)值基本相等。整個(gè)循環(huán)中個(gè),冷卻劑最低溫度約為340 ℃,距離凝固點(diǎn)327 ℃尚有一定裕量,說(shuō)明SMILE在面對(duì)ULOF事故時(shí)不會(huì)出現(xiàn)冷卻劑凝固的嚴(yán)重后果。

由于堆芯冷卻劑流量下降幅度大于堆芯功率下降幅度,導(dǎo)致最熱棒包殼最高溫度先驟升至約605 ℃,而后由于冷卻劑流量回升速度較之堆芯功率回升速度更快,堆芯冷卻能力有所恢復(fù),包殼最高溫度開(kāi)始下降。最后隨著堆芯功率逐漸回升,包殼最高溫度再次上升,并在事故后約1 600 s時(shí)達(dá)到穩(wěn)態(tài),約為580 ℃。在事故演變過(guò)程中,包殼最高溫度峰值和穩(wěn)定值均在最高溫度限值800 ℃以下,但都超過(guò)了550 ℃,長(zhǎng)期可能會(huì)對(duì)氧化層造成破壞,需要進(jìn)一步研究。同時(shí),最熱棒芯塊中心最高溫度變化趨勢(shì)與包殼最高溫度變化趨勢(shì)相似,其峰值和穩(wěn)定值均遠(yuǎn)低于燃料芯塊的安全溫度限值2 164 ℃。

2) 無(wú)保護(hù)超功率瞬態(tài)事故(UTOP)

SMILE的堆芯反應(yīng)性通過(guò)調(diào)節(jié)反應(yīng)鼓的角度實(shí)現(xiàn),有可能發(fā)生反應(yīng)鼓轉(zhuǎn)向驅(qū)動(dòng)裝置故障,且非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效,從而突然引入一個(gè)預(yù)期外的正反應(yīng)性,需要重點(diǎn)研究。

初始工況:反應(yīng)堆于100%功率的額定工況下運(yùn)行。瞬態(tài)工況:事故工況觸發(fā)后,一個(gè)價(jià)值最大的控制鼓驅(qū)動(dòng)裝置失控,從而在15 s內(nèi)引入0.627＄(469 pcm)的反應(yīng)性。此過(guò)程中,二回路換熱正常,非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效。中子動(dòng)力學(xué)采用點(diǎn)堆模型,考慮燃料多普勒效應(yīng)和冷卻劑溫度效應(yīng)。

UTOP事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化如圖7所示?？砂l(fā)現(xiàn),在事故工況觸發(fā)后,堆芯功率迅速上升并且出現(xiàn)了兩個(gè)峰值,第1個(gè)峰值出現(xiàn)在事故后約第15 s,即反應(yīng)性完全引入的時(shí)刻,此時(shí)堆芯功率約為額定功率的3.6倍。隨后在反應(yīng)性負(fù)反饋調(diào)節(jié)下,堆芯功率降低,并在事故后約60 s出現(xiàn)第2個(gè)峰值,約為額定功率的2.3倍。在事故工況觸發(fā)后約1 000 s,堆芯功率重新達(dá)到穩(wěn)態(tài),該穩(wěn)態(tài)值約為額定功率的1.8倍,表明反應(yīng)堆在一個(gè)較高的功率下運(yùn)行。堆芯功率出現(xiàn)兩個(gè)峰值的現(xiàn)象機(jī)理如下。事故后反應(yīng)性完全引入時(shí),堆芯總反應(yīng)性達(dá)到峰值,堆芯瞬發(fā)中子通量也達(dá)到峰值,此時(shí)堆芯功率達(dá)到其第1個(gè)峰值。隨后,在反應(yīng)性負(fù)反饋調(diào)節(jié)作用下,總反應(yīng)性下降,瞬發(fā)中子通量隨之下降,從而堆芯功率開(kāi)始下降。隨著緩發(fā)中子在裂變反應(yīng)中逐漸積累,在事故后約60 s其通量達(dá)到峰值,總反應(yīng)性有所升高,故而堆芯功率在此時(shí)出現(xiàn)第2個(gè)峰值。

圖7 UTOP事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化

事故后由于堆芯功率的上升,堆芯冷卻能力不足導(dǎo)致冷卻劑溫度和燃料芯塊溫度上升,從而引入較大的負(fù)反應(yīng)性以彌補(bǔ)外部反應(yīng)性。其中,多普勒反應(yīng)性占主要作用,其絕對(duì)值遠(yuǎn)大于冷卻劑溫度反應(yīng)性,堆芯重新達(dá)穩(wěn)態(tài)時(shí)多普勒反應(yīng)性和冷卻劑溫度反應(yīng)性均維持在負(fù)值,表明此時(shí)冷卻劑溫度和燃料芯塊溫度均高于初始狀態(tài)。盡管事故引入了469 pcm反應(yīng)性,但在迅速的負(fù)反饋調(diào)節(jié)下,總反應(yīng)性并未上升至469 pcm,而是約為其1/2,即約240 pcm。

事故后堆芯功率的上升使得堆芯自然循環(huán)能力得到增強(qiáng),歸一化堆芯冷卻劑流量因此上升,并在事故后約126 s時(shí)達(dá)到峰值,約為額定流量的1.19倍。隨著堆芯功率的不斷下降,冷卻劑流量開(kāi)始回落并在事故后約600 s時(shí)重新達(dá)到新的穩(wěn)態(tài),約為額定流量的1.15倍。對(duì)于冷卻劑最大流動(dòng)速度是否滿足設(shè)計(jì)準(zhǔn)則,分析流道截面積最小的部位的流動(dòng)速度,經(jīng)分析發(fā)現(xiàn)最大流速約為0.4 m/s,小于流速安全限值1.5 m/s,滿足設(shè)計(jì)準(zhǔn)則?？梢?jiàn),在發(fā)生UTOP事故時(shí),SMILE良好自然循環(huán)性能可在一定程度上增強(qiáng)堆芯冷卻能力,體現(xiàn)了其較高的固有安全特性。

事故后,盡管堆芯功率和堆芯冷卻劑流量均上升,但前者上升幅度明顯大于后者的,因此堆芯冷卻能力不足,同時(shí)換熱器換熱能力在事故前后差異不大,故導(dǎo)致堆芯進(jìn)出口溫度和換熱器一次側(cè)進(jìn)出口溫度均上升。堆芯出口溫度在事故后約50 s達(dá)到并隨后穩(wěn)定在約575 ℃。換熱器一次側(cè)入口溫度走勢(shì)與堆芯出口溫度基本一致,但存在一定滯后。換熱器一次側(cè)出口溫度則在事故后約100 s達(dá)到新穩(wěn)態(tài),數(shù)值約為440 ℃。堆芯入口溫度上升速度較換熱器一次側(cè)出口溫度減緩許多,在事故后約400 s時(shí)重新穩(wěn)定在約440 ℃。在UTOP事故前后,堆芯進(jìn)出口冷卻劑溫差和換熱器一次側(cè)進(jìn)出口溫差分別約為80 ℃和135 ℃,由此也可看出事故初期堆芯冷卻能力存在一定不足。事故工況下,冷卻劑最高溫度約為575 ℃,距離其沸點(diǎn)有非常大的裕量,避免冷卻劑沸騰的風(fēng)險(xiǎn)。

事故后,由于堆芯輸熱能力不足,最熱棒芯塊中心最高溫度和包殼最高溫度均顯著上升。其中,最熱棒芯塊中心最高溫度在事故后約70 s時(shí)快速升高,最大值約為1 600 ℃,但其仍然處于燃料最高溫度限值2 164 ℃以下,并未出現(xiàn)燃料熔化風(fēng)險(xiǎn)。其后,隨著堆芯功率的不斷下降,最熱棒芯塊中心迅速降溫并逐漸趨于穩(wěn)定,約為900 ℃。包殼最高溫度則在事故后迅速升高并重新穩(wěn)定在接近600℃,該溫度處于事故安全溫度限值800 ℃以下。

3) 無(wú)保護(hù)失熱阱瞬態(tài)事故(ULOHS)

在二回路泵停轉(zhuǎn)、二回路給水中斷或給水管道斷裂等可能情況下,SMILE會(huì)發(fā)生失去二回路熱阱,且非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效,因此需要進(jìn)行深入研究。

初始工況:反應(yīng)堆于100%功率的額定工況下運(yùn)行。瞬態(tài)工況:事故工況觸發(fā)后,二回路泵故障,給水流量在10 s內(nèi)降至零。此過(guò)程中,一回路主冷卻劑泵正常,非能動(dòng)停堆系統(tǒng)失效。中子動(dòng)力學(xué)采用點(diǎn)堆模型,考慮燃料多普勒效應(yīng)和冷卻劑溫度效應(yīng)。

圖8為ULOHS事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化。在事故工況下,二回路熱阱喪失,導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯熱量無(wú)法排出,冷卻劑溫度升高。在堆芯負(fù)反饋效應(yīng)作用下,總反應(yīng)性快速下降,在約100 s內(nèi)降至約-100 pcm。隨后,反應(yīng)性下降速度減緩,并在事故后約9 000 s時(shí)穩(wěn)定在-280 pcm附近。此時(shí)反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài),實(shí)現(xiàn)了自動(dòng)停堆。在負(fù)反應(yīng)性作用下,堆芯功率在事故后內(nèi)迅速下降,約500 s后降至額定功率的10%左右,約800 s后時(shí)便降至0,進(jìn)入停堆狀態(tài)。此后,堆芯功率來(lái)自于燃料衰變熱,衰變熱初期不足額定功率的5%,并且隨時(shí)間逐漸衰減。

圖8 ULOHS事故時(shí)各參數(shù)隨時(shí)間的變化

失去二回路熱阱后,堆芯熱量在堆內(nèi)積累,造成堆芯進(jìn)出口溫度迅速上升。堆芯出口溫度先快速升高,約為510 ℃。隨后由于堆芯功率下降加之余熱排出系統(tǒng)發(fā)揮作用,升溫速度逐漸減緩并在事故后約9 000 s達(dá)到最高值,約為550 ℃。之后,堆芯衰變熱功率的進(jìn)一步衰減使得堆芯出口溫度在事故后約9 000 s時(shí)開(kāi)始緩慢下降,遏制了事故影響。同時(shí),堆芯入口溫度陡升并在事故后約600 s便超過(guò)了500 ℃,隨后升溫速率下降,入口溫度保持與出口溫度極小的溫差和相同的走勢(shì),并同樣在事故后約9 000 s時(shí)開(kāi)始緩慢下降。由以上結(jié)果可知,在失去二回路熱阱的事故工況下,堆內(nèi)冷卻劑溫度僅在反應(yīng)堆的自動(dòng)停堆和余熱排出系統(tǒng)的作用下出現(xiàn)一定幅度的升高。

事故后,最熱棒芯塊中心最高溫度下降,在事故后約600 s時(shí)達(dá)到最低值,此時(shí)該溫度與包殼溫度接近,約為512 ℃。其下降是由于事故后堆芯功率驟降,燃料棒內(nèi)部失去大部分熱量來(lái)源,盡管失去了二回路熱阱,堆芯內(nèi)仍舊有溫度更低的冷卻劑帶走燃料棒熱量。之后因?yàn)槿剂习襞c冷卻劑溫差接近于0,燃料芯塊內(nèi)熱量已無(wú)法向外傳導(dǎo),故其溫度開(kāi)始上升,并在事故后約9 000 s時(shí)達(dá)到峰值,約為550 ℃。隨后,在余熱排出系統(tǒng)作用下,冷卻劑溫度開(kāi)始下降,燃料芯塊溫度也隨之下降。包殼最高溫度在事故初期快速上升,隨后與燃料芯塊溫度走勢(shì)相同?？梢?jiàn),在失去二回路熱阱的情況下,反應(yīng)堆在負(fù)反饋調(diào)節(jié)下迅速自動(dòng)停堆,燃料棒溫度在事故初低于設(shè)計(jì)限值,并在事故后期在余熱排出系統(tǒng)的作用下逐漸下降。

3 結(jié)語(yǔ)

為驗(yàn)證鉛冷微堆SMILE的熱工設(shè)計(jì)合理性和固有安全特性,本文使用系統(tǒng)分析程序ATHLET對(duì)其進(jìn)行典型無(wú)保護(hù)事故工況下的瞬態(tài)熱工水力安全分析。結(jié)果表明,SMILE具有的良好自然循環(huán)性能和熱工特性,其在面對(duì)典型無(wú)保護(hù)瞬態(tài)事故工況下,均具備良好的固有安全特性,未引發(fā)嚴(yán)重的事故后果。

同時(shí),根據(jù)模擬計(jì)算結(jié)果,SMILE在發(fā)生無(wú)保護(hù)失流瞬態(tài)事故時(shí),燃料包殼溫度高于防止氧化保護(hù)膜破損的最高溫度限值,可能對(duì)反應(yīng)堆的安全運(yùn)行造成威脅。因此下一步將通過(guò)研發(fā)高溫耐腐蝕材料等手段,消除或減弱其對(duì)系統(tǒng)安全運(yùn)行的影響,進(jìn)一步提升SMILE的安全性能。