中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

胡 星，贾江涛，孟 孜，倪木一，陈志斌，张 斌，FDS团队

(1. 中国科学院核能安全技术研究所，中子输运理论与辐射安全重点实验室，安徽合肥230031； 2. 中国科学技术大学，安徽合肥230026；3. 西安交通大学，陕西西安710049)



中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

胡 星1, 2，贾江涛1，孟 孜1，倪木一1，陈志斌1，张 斌3，FDS团队

(1. 中国科学院核能安全技术研究所，中子输运理论与辐射安全重点实验室，安徽合肥230031； 2. 中国科学技术大学，安徽合肥230026；3. 西安交通大学，陕西西安710049)

中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试，在测试期间，聚变中子和TBM内部材料发生核反应，产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全，在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模，开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究，并对泄压罐体积，破口面积，隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明：在保守假设流道全破裂的工况下，box压力超过其压力限值4 MPa，而单根流道和5根流道破裂的工况下，box均未超过其压力限值；安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。

氦冷固态包层；事故安全；In-box LOCA

测试和验证氚增殖包层的性能是ITER主要的工程目标之一，其中包括氚增殖和热量载出。国际上针对ITER和DEMO开展了大量的氚增殖包层概念设计[1-3]，主要有欧洲HCPB，HCLL，WCLL和DCLL，美国DCLL，日本WCCB，韩国HCCR，印度LLCB，中国HCCB和DFLL[4-7]。中国氦冷固态增殖包层模块(HCCB)将在ITER上安装和测试。在设计阶段，HCCB的设计基准事故分析是实验包层系统(TBS)安全评估中重要工作之一。

在HCCB的设计基准事故中，TBM增殖区冷却板流道发生双端破裂(In-box LOCA)需要重点考虑。流道破裂后，高压氦气(8 MPa)进入增殖区(运行压力0.1 MPa)，使得增殖区和提氚系统(TES)压力升高，TES在窗口(Port Cell)中的管道由于超压可能发生破裂，造成氚释放到Port Cell中。本文将采用MELCOR对In-box LOCA开展研究，并对泄压罐的体积，破口面积，隔离阀关闭延迟时间等一些关键参数进行敏感性分析。

1 中国氦冷固态实验包层模块及其冷却系统模型

1.1 中国氦冷固态实验包层模块及其氦冷系统设计

中国氦冷固态实验包层模块[8]整体结构为1×4子模块布置，如图1所示，其结构材料为CLAM钢[9-10]，氚增殖剂和中子倍增剂分别为硅酸锂和铍，冷却剂和提氚气体为氦气。子模块主要由第一壁，上下盖板，肋板，冷却板和后板构成。

图1 中国氦冷固态包层模块的设计[8]Fig. 1 CN HCCB design[8]

氦冷系统采用的是8字型的回路设计[11]，如图2所示，其回路主要由混合器，电加热器，回流换热器，泵，过滤器，氦气-水热交换器，隔离阀和管道等组成。在正常运行工况下，回路压力为8 MPa，质量流率为1.04 kg/s，TBM出口和入口温度分别为773.15 K，573.15 K。

图2 氦冷系统8字型回路原理图Fig. 2 Schematic diagrams of the 8-shape loop for the helium cooling system

1.2 中国氦冷固态实验包层模块及其氦冷系统的MELCOR模型

依据图1和图2，HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)的节点划分如图3所示。对TBM，混合器，电加热器，回流换热器，过滤器，和氦气-水热交换器等进行了细致的控制体划分。例如TBM含有4个相同的子模块，其中每个子模块中的FW结构设计为U型，含有8根流道，且每根流道由三根首尾相连的U型流道组成。在对FW建模时，将其划分为三组控制体。HCS中的流道均采用控制体(CV)-流道(FL)组合模式进行模拟。

图3 中国氦冷固态包层模块氦冷系统MELCOR节点图Fig. 3 MELCOR nodalization of CN HCCB TBS

2 中国氦冷固态包层模块In-box LOCA事故分析

2.1 稳态计算结果分析

在正常运行期间，HCCB第一壁表面热流假设为0.3 MW/m2，主回路压力8 MPa，质量流率1.04 kg/s, TBM的入口温度573.15 K。

在事故分析开始前10 s之内，第一壁表面热流和中子通量增加20%[12]。由于核热和中子通量增加，第一壁表面的峰值温度增加23 K。具体的一些参数对比见表1，从分析结果可知，MELCOR稳态结果和HCCB TBS的设计值[8]基本一致。

表1 MELCOR和RELAP5稳态结果和设计值对比Table 1 Comparison of the steady results between the steady results of MELCOR and design values

2.2 事故序列选取与假设

假设TBM子模块增殖区冷却板流道发生双端破裂，高压氦气进入增殖区，使增殖区和TES压力升高，当TES压力超过0.5 MPa时，向ITER中央安全系统(CSS)发出停堆信号，聚变功率停止系统(FPP)延迟3 s后启动，等离子体发生大破裂，假设等离子体大破裂时间持续1 s，在前0.1 s表面热流为5.52 MW/m2，后0.9 s的表面热流为0.72 MW/m2[12]。整个事故序列见表2。

表2 In-box LOCA事故序列Table 2 In-box LOCA accident sequence

图4为In-box LOCA分析子节点图，阀门10模拟子模块增殖区冷却板流道发生破口，阀门11模拟泄压阀，阀门12模拟TES的隔离阀。

图4 In-box LOCA分析子节点图Fig. 4 Sub-nodalization for the analysis of In-box LOCA

在事故分析中，假设等离子体破裂前10 s，第一壁热流和中子通量增加20%[13]。

2.3 参数敏感性分析

2.3.1 破口面积敏感性分析

选取三种子模块增殖区冷却板流道破口尺寸进行参数分析：(1) 单根流道双端破裂，其破口面积是2.25E-5 m2；(2) 5根流道双端破裂，其破口面积是1.125E-4 m2；(3) 全部(220根)流道双端破裂，其破口面积是4.95E-3 m2。泄压罐体积假设为4.0 m3。

图5为不同破口面积下，box和TES压力变化。box压力在全部流道破裂事故下达到6.13 MPa，超过其压力限值4 MPa[12]，而在单根和5根流道破裂事故下分别为1.88 MPa和3.90 MPa，均未超过其压力限值。

图5 不同破口面积下，box和TES的压力变化Fig. 5 Pressure of box and TES during different breaks

TBM第一壁的温度变化如图6所示，第一壁结构受到等离子体大破裂对其造成的冲击[8]，温度在单根，5根和全部流道破裂事故下分别达到926.45 K，909.82 K，908.27 K。

图6 不同破口事故下，第一壁温度变化Fig. 6 Temperature of first wall during different breaks

2.3.2 泄压罐体积敏感性分析

泄压罐安装在box和TES之间的管道上，如图4所示，一旦增殖区出口处压力大于 0.45 MPa[8]时，泄压阀自动开启，氦气进入泄压罐。

选取三种泄压罐体积进行参数分析： 3.5 m3；4.0 m3；4.5 m3。

首先，假设单根管道发生双端破裂，且系统不含泄压罐，分析结果表明：box压力为7.43 MPa，是其压力限值的1.86倍，如图7所示。

图7 在单根流道破裂期间，box和TES压力变化(不含泄压罐)Fig. 7 Pressure of box and TES during one-channel break(no relief tank)

泄压罐体积假设为4.0 m3和4.5 m3时，box压力在单根和5根流道双端破裂事故下均未超过其限值。泄压罐体积假设为3.5 m3时，box压力在单根流道双端破裂事故下未超过其限值，而在5根流道破裂时超过其限值，见表3和表4。

表3 单根流道破裂期间，压力大小对比Table 3 Pressure during one-channel break

表4 5根流道破裂期间，压力大小对比Table 4 Pressure during five-channel break

由上面分析可知：安装泄压罐可以缓解box和TES中的压力，且当泄压罐体积大于等于4.0 m3时，box的压力在5根和单根管道下均未超过其限值。

2.3.3 隔离阀关闭延迟时间敏感性分析

HCS共含有3个隔离阀，分别安装在TBM的入口，出口和旁路管道处。主要目的是防止TBM第一壁发生破裂后，大量的氦气进入真空室内，使之超压，同时也阻止了事故中放射性物质通过HCS管道释放到外界。TES共含有2个隔离阀，分别安装在增殖区的出口和入口管道处。主要目的是防止事故中氚和其他放射性物质通过TES管道释放到外界。

选取两种隔离阀关闭延迟时间进行参数分析：5 s和10 s。泄压罐的体积假设为4.0 m3。

TBM第一壁温度变化，如图8所示，第一壁结构受到等离子体大破裂对其造成的冲击[8]，温度达到峰值，在第一壁失去表面热流后，温度又开始快速下降。由于氦气通过第一壁流道的质量在隔离阀关闭延迟10 s时比5 s多，如图9所示，故在第一壁温度在隔离阀关闭延迟10 s时比5 s下降的速率快。

图8 在单根/5根流道破裂期间，第一壁温度变化Fig. 8 Temperature of first wall during one-channel/five-channel break

图9 在单根/5根管道破裂期间，第一壁流道氦气质量流率变化Fig. 9 Mass flow rate of FW during one-channel/five-channel break

单根流道双端破裂事故下，box压力在隔离阀关闭延迟5 s和10 s时分别为1.65 MPa， 1.88 MPa。5根流道双端破裂事故下，box压力在隔离阀关闭延迟5 s和10 s时分别为2.70 MPa， 3.90 MPa，如图10所示。故减少隔离阀关闭延迟时间可以有效地控制box压力。

2.5 LOOP分析

以上事故分析均不考虑失去场外电源(LOOP)。

下面将对单根和全部流道双端破裂两种事故叠加LOOP工况。泄压罐体积假设为4.0 m3。

图10 在单根管道/5根破裂期间，box压力变化Fig. 10 Pressure of box during one-channel/five-channel break

在单根流道双端破裂事故下，叠加LOOP工况，在流道发生双端破裂的同时关闭泵，第一壁流道中氦气的质量流率迅速下降至0.09 kg/s，而在不叠加LOOP工况，氦气流量保持在1.04 kg/s左右，如图11(b)所示，因此在等离子体大破裂前，第一壁结构材料在叠加LOOP工况比不叠加LOOP工况高139 K。故等离子体大破裂造成的第一壁峰值在叠加LOOP工况比不叠加LOOP工况高133 K，如图11(a)所示。

在全部流道破裂的事故下，第一壁温度峰值叠加LOOP比不叠加LOOP高9 K，如图12(a)所示，其结果表明LOOP对全部流道破裂事故下第一壁结构材料温度影响不明显。此主要原因是在等离子体发生大破裂前，两种工况下通过第一壁流道氦气的量基本一致，如图12(b)所示。

图11 在单根流道破裂期间，第一壁主要参数变化Fig. 11 Main parameters of first wall during one-channel break(a) 第一壁温度变化；(b) 第一壁流道氦气质量流率变化

图12 在流道全破裂期间，第一壁主要参数变化Fig. 12 Main parameters of first wall during all-channel break (a) 第一壁温度变化；(b) 第一壁流道氦气质量流率变化

3 结论

本文采用事故分析软件MELCOR对中国氦冷固态包层的In-box LOCA事故进行了模拟，并对其破口面积，泄压罐的体积和隔离阀延迟时间进行敏感性参数分析，分析结果表明：

(1) 在保守假设流道全破裂的事故下，box压力为6.13 MPa，超过其压力限值 4 MPa，而单根和5根流道破裂事故下的box压力分别为1.88 MPa，3.90 MPa，均未超过其压力限值。

(2) 泄压罐体积为4.5 m3和4.0 m3时，单根和5根流道破裂事故下，box均未超过其压力限值，而泄压罐体积为3.5 m3时，box在5根流道破裂事故时超压，而单根流道破裂事故时未超压。

(3) 单根和5根流道破裂的事故下，box压力在隔离阀关闭延迟5 s时比延迟10 s低0.23 MPa和1.2 MPa。

(4) 在单根流道破裂叠加LOOP事故时，TBM第一壁温度峰值比不叠加LOOP高133 K。而在保守假设流道全破裂的事故中，叠加LOOP事故对第一壁温度峰值影响不明显。

致谢

本工作得到中科院核能安全技术研究所FDS团队其他成员的帮助和指导，特此感谢。

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Preliminary In-box LOCA Analysis for China Helium Cooled Ceramic Breeder Test Blanket System

HU Xing1, 2,JIA Jiang-Tao1,MENG Zi1，NI Mu-Yi1, CHEN Zhi-Bin1,ZHANG Bin3,FDS team

(1. Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei, Anhui, 230031, China； 2. University of Science and Technology of China, Hefei, Anhui, 230026, China 3. Xi’an Jiaotong University, Xi’an, 710049, China)

China Helium Cooled Ceramic Breeder Test Blanket Module (CN HCCB TBM) will be tested on ITER equatorial port #2, and there will be nuclear reaction between fusion neutrons and material inside TBM during the test, which will produce considerable amount of tritium and other radioactive isotopes. Considering ITER operation and nuclear safety for the public and workers, the safety analysis must be carried out before its test on ITER. In this paper, the MELCOR model was created based on CN HCCB TBM and its helium cooling system (HCS). In-box LOCA was chosen to be investigated. The key parameters of break size, relief tank volume, and isolation time were performed sensitivity analyses. The analysis results show that the pressure limit of TBM box (4 MPa) was exceeded during all-channel break, however, the pressure limit of box was not exceeded during one-channel or five-channel break. Installing relief tank and reducing the isolation time were effective ways to control the box pressure.

HCCB；Accident safety；In-box LOCA

2017-02-11

国家磁约束核聚变能发展研究专项(2014GB11200、2014GB11600)

胡 星(1992—)，男，江西人，硕士研究生，主要从事中国氦冷固态包层事故分析研究工作

贾江涛：jiangtao.jia@fds.org.cn

TP69

A

0258-0918(2017)03-0405-08