固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

焦小伟 王 凯 何兆忠 陈 堃

（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

焦小伟 王 凯 何兆忠 陈 堃

（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序，对固态熔盐堆全厂断电ATWS (Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模，模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明：非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显，但长期作用较明显，投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定；对于固态熔盐堆来说，即使非能动余热排出系统失效，燃料元件温度上升也很缓慢，给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。.

固态熔盐堆，全厂断电ATWS，非能动余热排出系统，RELAP5/MOD4.0

固态熔盐堆是一种新型的高温堆，采用包覆颗粒球形元件或板型元件，高温熔融氟盐作为冷却剂，石墨作为慢化剂。国际上也称之为氟盐冷却高温堆(Floride salt-cooled high temperature reactors, FHRs)，是21世纪初由美国科学家提出的新的反应堆概念。固态熔盐堆结合了高温气冷堆、液态熔盐堆和钠冷快堆的优点，拥有高的固有安全性。在压水堆等传统反应堆的事故分析中，全厂断电(Station Blackout, SBO)是对堆芯损坏频率贡献最大的主要始发事件。福岛核事故也证明了在全厂断电情况下核电厂的脆弱性[1]。全厂断电ATWS (Anticipated Transient Without Scram)是全厂断电事故的发展和继续，在固态熔盐堆中，全厂断电ATWS是发生概率极低的事故，其事故后果较之于其他设计基准事故更为严重，它将导致堆芯的热量无法及时导出，引起堆芯燃料温度上升，影响反应堆安全[2]。因此，对固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况时堆芯安全的研究非常重要。

本文采用修改后的RELAP5/MOD4.0程序对中国科学院上海应用物理研究所设计的固态钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR-SF1)进行了分析，评估了全厂断电ATWS时非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal System, PRHR)有效与失效两种情况下一回路主要参数的热工水力特性，并对两种情况下的堆芯安全特性进行了讨论。

1 固态熔盐堆简介

固态熔盐堆结合了高温气冷堆、液态熔盐堆和钠冷快堆的优点，采用为高温气冷堆开发的拥有高失效温度限值的石墨包覆颗粒燃料，冷却剂使用液态熔盐堆上成功应用的高沸点液态熔盐，并借鉴了钠冷堆的安全系统以及布雷顿循环等技术。因此固态熔盐堆具有良好的经济性、安全性、可持续性和防核扩散性，其商业化在当前技术基础条件下具有极高的可行性[3]。

TMSR-SF1是10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆[4]。其燃料元件采用高温气冷堆的三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆颗粒燃料球，TRISO的SiC包层对放射性物质具有极高的包容性能，包覆颗粒处于1600ºC以下时破损率极低。TMSR-SF1采用双回路设计，主冷却剂为FLiBe熔盐，二回路冷却剂为FliNaK熔盐，一二回路均为低压运行。反应性控制采用控制棒实现温度调节、功率调节、燃耗补偿和停堆等功能。TMSR-SF1的专设安全设施包括包容体、非能动反应堆容器外壳散热系统等设施。其中非能动反应堆容器外壳散热系统（非能动余热排出系统）的设计目的是为了保证在能动的能量载出系统失效情况下或者发生一回路系统失流的事故工况下，堆芯的衰变热能借助于热传导、自然对流换热和热辐射等自然机制的非能动方式，通过设置在反应堆容器外壳外的空气换热器载出并释放到大气环境的最终热阱，从而保证堆芯的长期冷却。TMSR-SF1系统原理图见图1[4]。

图1 TMSR-SF1系统原理图Fig.1 Schematic of TMSR-SF1.

2 全厂断电事故分析

2.1 事故描述

全厂断电ATWS即为反应堆在正常运行时，由突然发生失去厂外电源的扰动且应急柴油发电机启动失败，造成反应堆一次侧和二次侧冷却剂泵等系统设备失去动力，导致反应堆偏离正常的运行状态，而在这瞬态过程中，假定反应堆保护系统不能实现停堆这一功能。这是发生概率极低的事故。此后事故进一步发展，反应堆升温，最终借助于温度负反馈而实现自动停堆。在事故发生后，非能动余热排出系统有效或失效将影响堆芯最终的状态。若非能动余热排出系统有效，堆芯剩余发热将由余热排出系统安全载出；若系统失效，堆芯温度将持续上升，这是后果最严重的假想事故[5]。

2.2 方法与假设

2.2.1 计算软件介绍

针对固态熔盐堆，目前国内外尚无合适的系统分析程序，因此选择压水堆系统安全分析程序RELAP5/MOD4.0进行了修改。RELAP5/MOD4.0是由Innovative System Software (ISS)开发的RELAP5系列中最新版的轻水堆瞬态分析程序[6]。中国科学院上海应用物理研究所在对该程序源代码进行分析后，以源代码为基础，对其中两个重要部分进行了修改，使程序能够适用于固态熔盐堆的系统分析[7−8]。

(1) 增加FLiNaK熔盐物性，使其能够进行二回路FLiNaK熔盐的计算；

(2) 增加适用于球床堆芯的wakao换热关系式，使程序适用于固态燃料球床堆芯的计算[9]。

在对修改后的程序进行测试和验证后，修改后的RELAP5/MOD4.0可适用于现阶段固态熔盐堆的系统安全分析。

2.2.2 计算模型及假设

本文采用针对熔盐堆修改过后的RELAP5/MOD4.0对TMSR-SF1一回路系统进行建模分析，节点示意图见图2。控制体900模拟堆芯流道。控制体930为下降环腔，与之进行热交换的控制体410为非能动余热排出系统，用作为边界条件的时间控制体400和410作为非能动余热排出系统的进出口。控制体130表示双熔盐换热器。二回路同样由时间控制体200和220作为输入和输出的边界。控制体510为压力调节系统[8−9]。

图2 TMSR-SF1主回路RELAP5节点示意图Fig.2 Nodalization of TMSR-SF1 primary loop for RELAP5.

分析中假设初始条件如下：

(1) 初始工况：a) 反应堆初始功率为满功率的102%；b) 反应堆主回路冷却剂初始平均温度为名义值加上测量误差(616.5 ºC)；c) 反应堆主回路质量流量取名义值149.4kg·s−1；d) 堆芯装量为满装量；e) 燃料温度系数保守取−2.4pcm·K−1；f) 慢化剂温度系数保守取−2.8pcm·K−1；g) 冷却剂温度系数保守取−1.06pcm·K−1；h) 反射层温度系数保守取1.265pcm·K−1。

(2) 事故序列假设：a) 事故发生后0s，反应堆一次侧和二次侧冷却剂泵、反应堆控制系统等系统设备失去动力；b) 控制棒全部卡住，未能实现紧急停堆；c) 不考虑应急柴油发电机的启动；d) 保守认为堆容器和管道都是绝热的；e) 仅考虑非能动余热排出系统作用，并分为两种情况：一是事故发生后20s非能动余热排出系统投入，并假定可带走的热量为常量9.9kW；二是非能动余热排出系统失效。

2.3 计算结果及分析

根据事故序列假设中非能动余热排出系统有效与否，全厂断电ATWS事故后果分为两种情况，图3−7给出了这两种情况下反应堆热工水力瞬态参数变化。

图3 堆芯功率变化曲线 (a) 5 h，(b) 200 hFig.3 Reactor power vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

图4 反应性变化曲线 (a) 10 h，(b) 200 hFig.4 Reactivity vs. time. (a) 10 h, (b) 200 h

图5 燃料最高温度变化曲线 (a) 5 h，(b) 200 hFig.5 Highest fuel temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

图6 燃料平均温度变化曲线 (a) 5 h，(b) 200 hFig.6 Average fuel temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

图7 主冷却剂平均温度变化曲线 (a) 5 h，(b) 200 hFig.7 Average coolant temperature vs. time. (a) 5 h, (b) 200 h

2.3.1 事故工况下非能动余热排出系统有效

TMSR-SF1在全厂断电ATWS事故中，非能动余热排出系统有效时计算得到的事故序列如下：

(1) 全厂断电，主泵及二次侧泵停转，0.0s；

(2) 非能动余热排出系统投入工作，但假定所有控制棒全部卡住不能下落，二回路开始隔离，20.0s；

(3) 燃料元件最高温度第一峰值1021.33K，40.0s；

(4) 二回路完成隔离，50.0s；

(5) 燃料元件最高温度第二峰值995.43K，87.5h；

(6) 主冷却剂温度峰值992.74K，87.5h。

由于全厂断电造成主冷却剂泵、二次侧熔盐泵等设备失去动力，引起堆芯向一次侧的传热减少，堆芯温度上升，燃料元件最高温度在事故后约40s时达到峰值1021.33K。同时，一次侧冷却剂平均温度在事故初期出现短暂下降，此后吸收堆芯热量温度持续上升。由于控制棒无法动作，依靠自身固有的负反应性系数，随着堆芯和燃料温度升高，反应堆实现自动停堆，反应堆功率在经过一些波动后，在44.1h后降至额定功率的1%以下。

反应堆停堆后，在剩余发热作用下，堆芯进入缓慢的升温过程。最终在非能动余热排出系统的作用下，燃料平均温度和冷却剂平均温度均达到平衡，燃料元件最高温度在87.5h时达到995.43K的峰值；此时，主冷却剂平均温度也达到峰值992.74K。事故发展过程中，燃料温度低于限值，燃料保持完整，一回路保持完整。

2.3.2 事故工况下非能动余热排出系统失效

TMSR-SF1在全厂断电ATWS事故中，非能动余热排出系统失效时计算得到的事故序列如下：

(1) 全厂断电，主泵及二次侧泵停转，0.0s；

(2) 非能动余热排出系统未能投入工作，同时假定所有控制棒全部卡住不能下落，二回路开始隔离，20.0s；

(3) 燃料元件最高温度第一峰值1021.32K，40.0s；

(4) 二回路完成隔离，50.0s；

(5) 燃料元件平均温度持续上升；(6) 主冷却剂平均温度持续上升。

由于堆芯向一次侧的传热减少，堆芯温度上升，燃料元件最高温度在事故后约40s时达到峰值1021.32K。同时，一次侧冷却剂平均温度在事故初期出现短暂下降，此后吸收堆芯热量温度持续上升。反应堆依靠自身固有的负反应性系数，实现自动停堆，反应堆功率在经过一些波动后，在7.07h后降至额定功率的1%以下。

反应堆停堆后，在剩余发热作用下，堆芯进入缓慢的升温过程。由于非能动余热排出系统不能带出堆芯热量，而堆芯外壁面和冷却剂管道壁面均保守地假设为绝热的，因此燃料平均温度和冷却剂平均温度将持续上升，在计算时间内(200 h)，燃料元件最高温度达到1334.13K；此时，主冷却剂平均温度达到1330.94K。

整个事故进程中，燃料温度低于限值，保持完整性。冷却剂温度超过了结构材料的温度限值(977.15 K)，可能会导致主管道出现破损。但是由于堆芯容器内有石墨反射层外还有保护容器，使得即使在主管道损伤的情况下，也能保持堆芯不裸露。

由于非能动余热排出系统与一回路系统是独立的，一回路故障影响非能动余热排出系统功能的可能性非常小。

2.4 讨论

通过计算分析全厂断电ATWS事故发生时，非能动余热排出系统有效和失效两种情况下的热工参数变化，可以发现在事故初期，两种情况下的反应堆功率、反应性、燃料温度和冷却剂温度变化趋势基本相同。这表明非能动余热排出系统的作用在事故发生初期一段时间内并不明显，对事故初期的发展影响很小。事故初期的发展依赖于熔盐堆本身的热容量，大的热容量使得事故初期升温缓慢。

随着事故的发展，非能动余热排出系统的作用开始显现。非能动余热排出系统有效时，反应堆功率约需要44.1 h才能降到额定功率的1%以下，非能动余热排出系统失效时这时间则仅需要约7.07 h就降到1%以下。这是由于非能动余热排出系统的投入将使燃料温度和冷却剂温度的上升速率降低，引入负反馈的速率也降低，因此堆功率要下降至同一水平，非能动余热排出系统有效情况下将需要更长的时间。

在反应堆因负反馈作用自动停堆后，由于反应堆剩余发热作用，两种情况下的燃料元件和主冷却剂均进入缓慢升温的状态。不同的是：在非能动余热排出系统有效的情况下，事故发生87.5h后，燃料元件产生的热量、主冷却剂吸收的热量和非能动余热排出系统带走的热量将达到长期的平衡，并维持在一定值，燃料元件温度低于失效温度限值1893.15K；而在非能动余热排出系统失效的情况下，燃料元件和主冷却剂将持续上升，并持续引入负反应性，但因负反馈停堆后，负反应性的引入对功率的减少作用有限，燃料元件和主冷却剂温度随着时间升高的趋势接近于线性，由于主冷却剂和石墨热容量很大，温度上升很缓慢，从图7中的趋势可以估算出燃料元件达到温度限值约需要23天，为人员干预解决事故提供了足够的准备和处理时间（超过20天）。

3 结语

利用修改后的RELAP5/MOD4.0程序对TMSR-SF1全厂断电同时停堆失效的ATWS事故进行了分析。讨论了非能动余热排出系统有效与失效两种情况下反应堆的安全性，得出以下结论：

(1) 非能动余热排出系统在全厂断电同时停堆失效的ATWS事故初期作用不明显，不会影响事故初期的发展趋势；

(2) 非能动余热排出系统作用会降低堆功率下降的速度；

(3) 非能动余热排出系统的长期作用较明显，投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度稳定在一个可接受的水平；

(4) 即使非能动余热排出系统失效，主冷却剂和石墨的大热容量也会使燃料元件温度上升的很缓慢，给人员采取必要的干预措施提供了足够的时间，操纵员干预的宽限时间达到了20天以上。

1 Volkanovski A, Prošek A. Station blackout and nuclear safety[C]. Slovenia: Proceedings of the International Conference Nuclear Energy for New Europe, 2011

2 黄洪文, 刘汉刚, 钱达志, 等. 池式研究堆高功率全厂断电事故分析[J]. 核动力工程, 2012, 33(4): 13–16

HUANG Hongwen, LIU Hangang, QIAN Dazhi, et al. Accident analysis of station blackout of pool-type research reactor during high power operation[J]. Nuclear Power Engineering, 2012, 33(4): 13–16

3 Forsberg C, Hu L W, Peterson P F, et al. Fluoride-saltcooled High-temperature Reactors (FHRs) for power and process heat[R]. America: Massachusetts Institute of Technology, University of California at Berkeley, and University of Wisconsin, 2013

4 TMSR-SF1堆物理部. 10 MW固态钍基熔盐实验堆概念设计报告[R]. 上海: 中国科学院上海应用物理研究所, 2014

TMSR-SF1 Department of Reactor Physics. Conceptual design report of 10 MW solid thorium molten salt reactor experiment reactor[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2014

5 沈瑾, 江光明, 唐钢, 等. 先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析[J]. 核动力工程, 2007, 28(2): 87–90

SHEN Jin, JIANG Guangming, TANG Gang, et al. Application of passive residual heat removal system under blackout accident of Chinese Advanced Nuclear Power Plant[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(2): 87–90

6 NRC. RELAP5/MOD3.3 code manual[M]. Information Systems Laboratories, Inc. Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho, 2011

7 Wakao N. Heat and mass transfer in packed beds[M]. New York: Gordon and Breach, 1982

8 TMSR-SF1核安全与工程技术部. TMSR-SF1事故分析方法和计算程序[R]. 上海: 中国科学院上海应用物理研究所, 2014

TMSR-SF1 Department of Nuclear Safety & Engineering. TMSR-SF1 accident analysis method and calculation codes[R]. Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2014

9 Wang K, He Z Z, Chen K. Application of RELAP5/MOD4.0 code in a fluoride salt-cooled high temperature test reactor[C]. America: International Embedded Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics-2014, 2014

CLC TL364.4

Core safety discussion under station blackout ATWS accident of solid fuel molten salt reactor

JIAO Xiaowei WANG Kai HE Zhaozhong CHEN Kun
(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)

Background: For solid fuel molten salt reactor, the Station Blackout Anticipated Transient Without Scram (SBO-ATWS) is an accident with very low probability, but the consequences are more serious compared with other design basis accidents. The decay heat may not be removed timely and the core safety will be challenged. Purpose: The aim is to study the core safety features under SBO-ATWS accident. Methods: The transient characteristic of simplified system for solid fuel molten salt reactor under SBO-ATWS accident was calculated by using RELAP5/MOD4.0 code which was modified to suit to solid molten salt reactor. Two scenarios (valid or not) of Passive Residual Heat Removal System (PRHR) were simulated. Results: The calculation results show that the effect of PRHR in early accident is not obvious, but the long-term effect is disctinct. The PRHR will ultimately make the core temperature and coolant temperature to reach a stable state even if it is failure.The fuel element temperature rises very slowly in the circumstance of SBO-ATWS which provides more than 20 day's grace period for human intervention and taking necessary measures. Conclusion: The results show that the solid fuel molten salt reactor has high safety in response to SBO-ATWS.

Solid fuel molten salt reactor, Station Blackout Anticipated Transient Without Scram (SBO-ATWS), Passive Residual Heat Removal System (PRHR), RELAP5/MOD4.0

TL364.4

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.020604

中国科学院战略性先导科技专项项目(No.XDA02050100)资助

焦小伟，男，1989年出生，2013年于中国科学技术大学获硕士学位，主要从事反应堆事故分析

何兆忠，E-mail: hezhaozhong@sinap.ac.cn

2014-07-21，

2014-08-19