事故工况下医院中子照射器I型堆瞬态特性研究

朱 磊，陈立新，江新标，赵柱民，周永茂

(1.西北核技术研究所，西安 710024;2.中国核工业集团中原对外工程公司，北京 100191)

1 前言

医院中子照射器是一种细胞尺度内治疗癌症的新型核技术医疗设施。作为医疗设施不可或缺的重要部分，医院中子照射器I型堆(IHNI－1)在治疗癌症过程中为患者提供满足要求的中子束流。随着医院中子照射器的临床应用和普及，将其建造在人口稠密的城市中的医院是必然趋势。因此，其安全性显得格外重要。IHNI－1堆依靠低温、常压水的全自然循环冷却，采用熔点为2849℃的UO2陶瓷燃料元件。该反应堆具有约为0.5元的后备反应性，冷却剂温度系数约为－0.1 mk/℃，反应堆堆芯密封容器浸在池水中并与池水隔离，有效地限制了放射性的释放，同时提升了反应堆的固有安全性。

采用轻水堆瞬态分析程序RELAP5/SCDAP/MOD3.4[1]，对 IHNI－ 1 堆在大反应性引入和池水丧失事故工况下的瞬态特性进行研究。

2 反应堆简介及控制体划分

2.1 反应堆简介

IHNI－1堆是一座低温、低压、依靠自然循环冷却的罐—池式反应堆。IHNI－1堆芯结构如图1所示。堆芯燃料从内到外分为10圈，装载340根UO2燃料棒，燃料包壳材料为Zr－4合金，燃料芯体和包壳之间存在氦气气隙[2]。堆芯产生的热量使堆芯部分的水温升高，密度减小;由于水的密度差产生的驱动压头使堆内的水产生流动，堆芯部分的水经过顶铍和侧铍之间的间隙流出，在筒体上部混合。筒体和堆水池之间存在热交换，使靠近筒壁的水温降低，温度较低的水通过堆芯侧铍和筒体间的间隙，流到筒体底部，再经过底铍和侧铍之间的环形间隙流入堆芯，形成自然循环。

图1 IHNI－1堆芯结构Fig.1 Structure of IHNI-1 reactor core

2.2 控制体划分

基于RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序，对IHNI－1堆进行控制划分，如图2所示。堆芯划分成两个通道，一个通道包含第一圈燃料元件，另一个通道包含剩余所有燃料元件，分别由控制体130和112表示。控制体110～117代表筒内冷却水，118代表筒外水池。紧靠112、118深色部分是热构件，分别代表堆内燃料元件和筒壁。控制体119和120代表环境大气，为筒内外冷却水提供一个稳定的压力边界[2]。

图2 IHNI－1堆控制体划分图Fig.2 Volumes schematic diagram of IHNI－1 reactor

3 计算结果及分析

笔者就IHNI－1瞬态安全特性，分别对大反应性引入和池水丧失这两种事故工况进行计算分析。

3.1 大反应性引入事故工况

在大反应性引入之前，IHNI－1堆可能处在不同的初始功率状态，此处就以下两种初始功率进行计算:a.零功率(0.01 W);b.额定功率(30 kW)。假定水池初始温度为25℃，在引入反应性之前，让程序以transnt运行模式运行至20000 s，使整个反应堆处在准稳态工况，然后以restart运行模式引入6 mk反应性。

就以上两种初始功率分别计算至反应性引入后2000 s。图3～图5表示引入6 mk反应性后，反应堆功率和总反应性，堆芯进、出口空泡份额，堆芯进、出口温度随时间的变化曲线。

图3 功率和反应性随时间变化曲线Fig.3 Power and reactivity variation with time

在冷却剂负温度效应作用下总反应性很快下降，并且由于引入反应性较大，两种情况都出现了瞬发功率峰值。初始功率为30 kW的事故工况下缓发功率峰值较大，导致燃料棒温度更高，因此在堆芯出口处产生更多的汽泡，如图4(b)所示。由图5分析可知，当引入正反应性后，堆芯入口温度持续增长，这是因为自然循环是一种非能动的循环方式，功率增长时，自然循环冷却能力相对不足，从而引起堆芯筒体内水温度的升高。初始功率为30 kW事故工况堆芯出口温度更高，但仍低于该工况下水的饱和温度，堆芯处于过冷沸腾换热方式。

3.2 池水丧失事故工况

假设发生事故前，反应堆处在初始临界状态，功率为30 kW。堆池完好的时候，池水容积为48 m3。发生地震导致池体开裂，池水外泄使堆芯铝筒体完全裸露，反应堆仍在运行中，堆芯铝筒体保持完好，筒内冷却水依靠筒体和空气自然循环进行冷却。在正式计算事故前同样以transnt运行模式运行至20000 s。

图4 空泡份额随时间变化曲线Fig.4 Void fraction variation with time

图5 堆芯出、入口冷却剂温度随时间变化曲线Fig.5 Core inlet and outlet temperature variation with time

假定堆池破口直径为100 mm，破口流量以圆筒壁孔口流[3]近似估计，破口流量为

式中:A0为破口面积，m2;μ为流量系数;h为堆池水位至破口的高度，m;g为重力加速度，m/s2。

图6～图8为发生池水丧失事故后22 h内，IHNI－1堆反应堆功率和反应性、堆芯进口和出口温度、燃料芯体温度随时间的变化。

发生事故后，堆池水泄漏，堆芯密封容器向外传热能力减弱，铝筒内冷却剂温度升高，堆芯入口温度升高，由于冷却剂温度的负反馈效应，功率迅速降低，燃料芯体温度也随之降低。从以上计算结果可以看出发生池水丧失事故后，由于冷却剂温度负反馈效应，反应堆能够稳定在较低功率，确保装置安全。

图6 功率和反应性随时间变化曲线Fig.6 Power and reactivity variation with time

4 结语

IHNI－1堆依靠低温、常压水全自然循环冷却，具有－0.1 mk/℃的冷却剂温度反应性系数，固有安全性很高。在零功率或额定功率运行下意外引入6 mk正反应性时，依靠其自稳特性，反应堆能稳定在一定功率水平。额定功率运行下发生大反应性引入事故较零功率运行下结果更恶劣，但堆芯出口最高温度为97.9℃，仍低于当地饱和温度111.4℃，燃料芯体和包壳最高温度远低于其熔化温度。

图7 堆芯进、出口温度随时间变化曲线Fig.7 Core inlet and outlet temperature variation with time

图8 燃料芯体温度随时间变化曲线Fig.8 Fuel temperature variation with time

当发生地震导致池体开裂，池水外泄使堆芯铝筒体完全暴露在空气中时，堆芯依靠非能动自然循环和冷却剂温度负反馈效应，使反应堆功率降低到足够小，依靠空气自然循环带走堆芯产生热量，燃料和堆芯筒体内水温度维持在较低水平，不会出现持续升高的现象。

[1] 苏 云，许以全，曹学武，等.SCDAP/RELAP5程序结构及严重事故有关的模型概述[J] .核动力工程，2003，24(6):51－55.

[2] 江新标，张文首，高集金，等.低浓化医院中子照射器(IHNI－1)堆芯的物理方案设计[J] .中国工程科学，2009，11(11):17－21.

[3] 张鸿雁，张志政，王 元.流体力学[M] .北京:科学出版社，2004.