快堆假想堆芯解体事故程序研发

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钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技1 钠冷快堆严重事故钠冷快堆（sodium -cooled fast reactor, SFR ）是一种由液态金属钠冷却的核反应堆。

作为一种采用液态金属冷却剂的快中子反应堆，钠冷快堆与其他反应堆相比具有许多独特优势。

例如，液态钠无中子慢化作用，不影响快中子裂变；同时，液态钠具有较高的热导率与比热，在发生冷却剂失流等相关冷却剂装量减少的事故工况下，可以有效防止堆芯过热。

此外，由于液态钠的沸点较高，大于反应堆的正常运行温度，冷却剂系统可以在接近环境压力下运行。

截至目前，钠冷快堆在正常运行工况下具有较高的负反馈系数，已成为第四代反应堆系统中的主导堆型[1]。

然而，钠冷快堆堆芯解体严重事故（core disruptive accident ，CDA ）可以快速引入巨大的正反应性，引起功率激增和燃料破碎，事故发生时间尺度达到秒量级，给核电站安全带来毁灭性的打击[2-3]。

导致钠冷快堆发生堆芯解体严重事故的主要原因是未能紧急停堆的预测瞬态事故（anticipated transient without scram ，ATWS ），而无保护失流（unprotected loss of flow ，ULOF ）是典型的ATWS 事故。

在事故状况下，由于冷却剂供应不充分，堆芯功率超过冷却剂所能提供的冷却效率，堆芯温度急剧升高并逐步熔化，从而可能在堆芯区域形成大型熔融燃料池。

在熔融池形成和膨胀过程中，如果控制棒导管管壁破损，一部分液钠将可能注入熔融燃料池中并发生剧烈的相互作用（fuel -coolant interaction ，FCI ）[4]。

活跃的FCI 依然会产生较大的瞬态压力峰，从而引发熔融池剧烈晃动（sloshing ），导致燃料聚集(fuel compaction)，存在再临界（re -criticality ）的危险[5-7]，其过程如图1所示。

第四代核能介绍

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

我国实验快堆技术及存在的关键问题

我国实验快堆技术及存在的问题陈俊豪核科学与技术学院摘要：随着核能发展和应用，核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。

为迎接21世纪核能的发展，美国于2000年提出了第四代先进核能系统，包括六种有应用前景的核反应堆系统，其中有三种是快堆。

我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。

我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究，纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究，正在建造65MW中国实验快堆，该堆计划于2009年首次临界。

我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。

钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型，发展快堆利相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1%左右提高到60～70%。

快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少C02排放的关键堆型。

关键词：中国实验快堆发展现状存在问题1 引言我国的核电虽刚进入起步阶段, 但随着核电的发展, 铀资源的要求将不断增加。

然而铀资源是有限的, 天然铀中235U 只占0. 71 %左右, 必须要在发展压水堆核电站的同时将快中子增殖堆(快堆) 技术发展起来, 用这种堆型快速增殖核燃料, 使核电容量增长无燃料匮乏之忧。

核电站的发展将逐渐积累起长寿命稀有锕系核素, 这些放射性物质要衰变三、四百万年才能达到天然铀的水平, 绝非常规包装、埋藏所能安全处置的, 较现实的方法是放在快堆中当作燃料烧掉, 使之变成一般裂变产物。

因此把快堆技术发展起来可以消除发展核能的环境影响之虑。

上述快堆的两大用途, 决定了快堆在闭式钚2铀燃料循环中的重要地位。

现在, 我国快堆技术正在国家高技术‘863’计划的领导下进行开发, 作为快堆工程发展的第一步。

在第四代核能国际论坛提出的6种堆型中，有3种是快堆。

快堆是未来核电站的发展方向。

我国目前正在建设实验快堆，示范快堆电站建设也在积极准备，技术路线为钠冷快堆。

我国钠冷快堆的技术选择和战略目标与第四代先进核能系统的目标要求总体上是一致的，而高增殖能力更符合我国需要。

基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究

ZHANG Xisi，LI Zhengxin，HU Wenjun
（China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China）
Abstract: Passive shutdown system can extremely increase the safety of sodium fast reactor. It would be necessary to start the development on passive shutdown system. Self-actuated shutdown system （SASS） using Curie point magnetic alloy is a staple system of international research and development, the article discussed the setting value of Curie point temperature for SASS using Curie point magnetic alloy. In the article it had a calculation and analysis of sodium outlet temperature close to safety rods by three dimensional computational fluid dynamic code with large eddy simulation, and obtained amplitude and frequency of
在日本福岛核事故发生之后，世界上对于核安全提出了更严苛的要求。不需要外力支持、通过自然现象触发的非能动安全系统就在这种大环境之下脱颖而出。根据这类效应设计的钠冷快堆非能动停堆系统，能够把快堆的堆芯熔化概率降低 1 到 2 个量级。

CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算

Vol. 40 No. 6Dec. 2020第40卷第6期2020年］2月核科学与工程Nuclear Science and Engineering CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算孙博文，喻宏（中国原子能科学研究院，北京102413）摘要：假想堆芯解体事故是一种概率极低，但理论上最为危险的快堆事故之一。

在该事故过程中，堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。

本文对示范快堆进行了泄漏途径分析，构建并完善主要流道通的模型，通过FLUENT 进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验，论证了数值计算的可靠性，并采用了一种较为精确的计算方案。

计算得到单相流体条件下在1 s 内钠的总泄漏量为601. 4 kg,该结果是一个较为保守的结论。

关键词：快堆；假想堆芯解体事故；计算流体力学；钠泄漏中图分类号：TL48 文章标志码：A 文章编号：0258-0918 （2020） 06-1049-05Evaluation and Calculation of Sodium Leakage ofCFR600 on Hypothetical Core Disruptive AccidentSUN Bowen, YU Hong(China Institute of Atomic Energy, Beijing. 102413? China)Abstract : The hypothetical core disruptive accident is extremely rare, but theoreticallythe most dangerous accidents of liquid-metal fast breeder reactor. During the accident, the core disintegration causes the sodium coolant in the main vessel to leak into the con tainment through the narrow voids of the various components of the reactor ・ In this pa per, the leakage paths are analyzed , and the model of the main flow paths are construc ted and improved ・ The grid and time step independence verifications are carried out todemonstrate the reliability of numerical calculation and find a more accurate calculationscheme ・ The total leakage of sodium in 1 second under the condition of single-phase fluidwas calculated to be 601. 4 kg, which is a conservative conclusion ・Key words : Liquid-metal Fast Breeder Reactor ； Hypothetical Core Disruptive Acci dent ； Computational Fluid Dynamics ； Sodium Leakage收稿日期：2020-07-11作者简介：孙博文（1994—）,男，内蒙古赤峰人，硕士研究生，现主要从事反应堆安全方面研究1049假想堆芯解体事故(Hypothetical Core Disruptive Accident,HCDA)虽然是一种概率极低的假想事故，但因其后果十分严重，所以仍被国际公认为核安全事故分析中需要考虑的、最为危险的快堆事故之一。

《核动力厂环境辐射防护规定》修订编制说明

核动力厂环境辐射防护规定（GB6249-XXXX）修订编制说明二○○七年九月《核动力厂环境辐射防护规定》国家标准修订编制说明一、标准修订的背景国家标准《核电厂环境辐射防护规定》（GB 6249-86）是针对轻水堆型陆地固定式核电厂的厂址选择、设计、建造、运行、退役和扩建、改建或变更运行工况所制定的专项环境辐射防护技术标准，该技术标准自1986年12月1日正式实施以来，在促进我国核电事业发展、保护环境、保护公众安全方面发挥了重要作用。

同时，我国现有的除核电厂以外的其它相关核设施的环境辐射管理和评价也基本上参照执行该技术标准。

迄今为止，该项标准已实施达21年之久，期间，由于科学技术快速发展，公众对核电的认知度不断加深，核电在我国经历了一个从无到有，从适度发展到积极推进的过程，核电厂址也从早期的一址单堆、一址双堆向一址多堆演进，环境特征较为复杂的内陆核电厂址在国内多个省份不断涌现，核电技术的安全性不断提高。

上述新情况使得核电发展早期编制的国标GB6249-86在实际应用中遇到了许多与新的核电技术要求和新的厂址环境特征不相适应的情况，从而给环境影响评价、核安全与环境审评带来诸多争议。

与此同时，2002年《中华人民共和国放射性污染防治法》等相关的专项新法规和《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（GB18871-2002）、《放射性废物管理规定》（GB14500-2002）等与辐射防护相关的专项新标准不断颁布，使得早期制定的GB6249-86（下位标准）修订更是迫在眉捷。

此外，在GB6249-86编制后的二十多年期间，国际辐射防护理论和技术有了很大的进步，术语和概念都有所更新，对应地要求GB6249-86中的相关内容也应变化。

由此可见，从国家相关法规和技术标准的进步，国际辐射防护理论的发展，以及国家核电发展形势的变化等三个方面，对GB6249-86的修订是必要的，也是紧迫的。

GB6249-86的修订早在九十年代末就已提到议事日程。

211088753_钠冷快堆安全壳边界双道人员门连锁控制方案研究

价值工程1概述钠冷快堆核岛厂房安全壳边界门是安全壳对外通行的唯一通道，与安全壳一起组成实体屏障，其设计应保证由安全壳向外部环境的任何放射性释放保持在合理可行尽量低的水平，在运行工况下不超过放射性释放的监管排放限值，在事故工况下不超过放射性释放的可接受限值。

安全壳作为放射性物质向外排放的包容性实体屏障，对缓解或降低假想堆芯解体事故（HCDA ）的放射性后果起到关键作用。

全部安全壳边界门的设计应考虑在特定环境下保证或有助于实现下述安全功能：在运行状态和事故工况下包容放射性物质、在运行状态和事故工况下的辐射屏蔽以及保护反应堆使其免受外部事件和人为事件的影响。

钠冷快堆在执行安全壳整体密封性试验期间设计的最高压力平台为15kPa.g ，试验期间有工作人员进出安全壳的需求。

安全壳边界人员门如果全部是单道门，则试验期间不能正常开启导致人员无法进出安全壳。

经过初步估算，在试验期间人员门表面所承受的载荷是5.3吨左右，虽然经计算门体表面可以承受试验期间的载荷，但不能打开，一旦在试验期间随意开启很可能会导致人员受伤。

为满足试验期间人员进出安全壳的要求，同时满足正常运行期间人员出入安全壳时安全壳的整体密封性不被破坏，需要选择至少一樘人员边界门由单道改为双道（基本信息见表1），将安全壳边界扩大至11UCA20708通道间与外部控制区走廊之间的门（UCA20708-M01）处，并将通道11UCA20708作为加压/减压舱，以实现该需求。

如图1所示。

双道门的设计与压水堆人员闸门原理类似，当人员需要进入安全壳内时，将双道门中间舱室泄压至大气压，打开外侧门，人员进入中间舱室，关闭外侧门；然后将中间舱升压至与安全壳内相同的压力后打开内侧门，人员进入安全壳内。

同理，人员出安全壳进行反向操作。

———————————————————————作者简介:房柯（1982-），男，北京人，硕士研究生，高级工程师，研究方向为核工程工艺及设备；薛万勋（1990-），女，黑龙江绥化人，硕士研究生，工程师，研究方向为核工程工艺及设备；时朝杰（1982-），男，福建宁德人，学士，高级工程师，研究方向为安全壳密封试验技术；韩永红（1980-），男，云南曲靖人，工程硕士，高级工程师，研究方向为核电工程。

CEFR非对称运行工况的研究

CEFR非对称运行工况的研究林超;冯预恒;周志伟【摘要】In order to study the unsymmetrical operating condition of China Experimental Fast Reactor (CEFR),the temperature and flow rate of CEFR operating with only single loop were calculated with the system analysis code OASIS and the sub-channel code COBRA.The results show that when CEFR is operating with only single loop while the rotating speeds of the primary sodium pump in that loop and the sodium pump in the corresponding secondary loop are both at 500 r/min and the check valve of the other primary pump of the failed loop is open,the max power of the core should be set at 14% in order to ensure that the reactor is safe.%为研究中国实验快堆(CEFR)非对称运行工况,通过快堆系统安全分析程序OASIS及堆芯子通道分析程序COBRA对CEFR单环路运行时堆内的温度以及流量进行了计算.结果表明,CEFR在单环路运行,完好环路一、二次钠泵转速为500 r/min,且事故环路一次钠泵逆止阀开启时,堆芯最多开启在14%的功率水平,以确保反应堆处于安全状态.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)006【总页数】6页(P1021-1026)【关键词】中国实验快堆;非对称运行工况;OASIS程序【作者】林超;冯预恒;周志伟【作者单位】中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413;中国原子能科学研究院快堆研究设计所,北京 102413【正文语种】中文【中图分类】TL333中国实验快堆(CEFR)是池式钠冷快堆，主热传输系统一回路采用池式结构，堆芯、一回路设备均位于主容器内，浸泡在钠池之中。

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Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ｃｏｒｅｄｉｓｒｕｐｔｉｖｅａｃｃｉｄｅｎｔ；ＣＥＦＲ；Ｂｅｔｈｅ — Ｔａｉｒｍｏｄｅ１
日本福岛事故后，反应堆严重事故的研究已成为国际上重要的研究内容。严重事故中的假想堆芯解体事故是假设在事故工况下，堆芯温度升高，堆芯钠冷却剂气化，且堆芯冷却剂在压差的驱动下排出堆芯，导致堆芯完全丧失冷却剂。
ＳＨＩＴａｉ。ＨＵＷｅｎ — ｊｕｎ，ＺＨＡＮＧＤｏｎｇ — ｈｕｉ
（ＣｈｉｎａＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０２４１３，Ｃｈｉｎａ）
对快堆假想堆芯解体事故进行分析是目前国际上主要的分析方法，为能更好地分析快堆假想堆芯解体事故，在改进型Ｂ－Ｔ模型的基础上引入快堆实际的堆芯反应性系数分布函数。本工作与法国的ＥＰＩＸＣＯＰＯＳ程序计算结果的对比验证表明，程序模型能对快堆假想堆芯解体事故进行保守分析。关键词：堆芯解体事故；中国实验快堆；Ｂ－Ｔ模型
ｄｉｓｒｕｐｔｉｖｅａｃｃｉｄｅｎｈｅ — Ｔａｉｔｍｏｄｅｌ，ｔｈｅｃｏｒｅｐｏｗｅｒｄｉｓｔｒｉｂｕｔｉｏｎ
ａｒｐｏｗｅｒｓ，ａｎｄｉｔｉｓｎｅｃｅｓｓａｒｙｔｏａｎａｌｙｚｅｃｏｒｅｄｉｓｒｕｐｔｉｖｅａｃｃｉｄｅｎｔｏｆＦＢＲＳＯｔｈａｔｔｈｅｓｙｓ — ｔｅｍｃａｎｃｏｎｔａｉｎｔｈｅｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｍａｔｅｒｉａ１．ＴｈｅｍｏｄｉｆｉｅｄＢｅｔｈｅ — Ｔａｉｔｍｏｄｅ【ｉＳｔｈｅｇｅｎｅｒａｌ
ｍｅｔｈｏｄｏｆｃｏｒｅｄｉｓｒｕｐｔｉｖｅａｃｃｉｄｅｎｔａｎａｌｙｓｉｓ．Ｉｎｏｒｄｅｒｔｏａｎａｌｙｚｅｔｈｅｈｙｐｏｔｈｅｔｉｃａｌｃｏｒｅ
ＲｅｓｅａｒｃｈａｎｄＤｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔｏｆＨｙｐｏｔｈｅｔｉｃａｌＣｏｒｅＤｉｓｒｕｐｔｉｖｅ
ＡｃｃｉｄｅｎｔＣｏｄｅｉｎＦａｓｔＢｒｅｅｄｅｒＲｅａｃｔｏｒ
第４９卷增刊
原
子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４９，Ｓｕｐｐ１．
Ｍａｙ２Ｏ１５
２０１５年５月
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
快堆假想堆芯解体事故程序研发
师泰，胡文军，张东辉
（中国原子能科学研究院，北京１０２４１３）
摘要：钠冷快中子反应堆是以钠作为冷却剂的第４代核能系统之一，为保证快堆在严重事故下能够包容
放射性物质，对快堆假想堆芯解体事故进行准确模拟计算是非常必要和迫切的。采用改进型Ｂ－Ｔ模型
堆芯中部温度达到熔点后首先开始融化，随后流
ｏｆＦＢＲｗａｓａｄｄｅｄｔｏｔｈｅｐｒｏｃｅｄｕｒｅ．ＣｏｍｐａｒｅｄｗｉｔｈｔｈｅＦｒｅｎｃｈＥＰＩＸＣＯＰＯＳｃｏｄｅｒｅｓｕｌｔｓ，ｉｔｉｓｓｈｏｗｎｔｈａｔｔｈｅｐｒｏｃｅｄｕｒｅｃａｎａｎａｌｙｚｅｃｏｒｅｄｉｓｒｕｐｔｉｖｅａｃｃｉｄｅｎｔｏｆＦＢＲ．
中图分类号：ＴＩ３６４．５文献标志码：Ａ文章编号：１０００ — ６９３１（２０１５）ＳＯ一０１３２－０５
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１５．４９．ｓｏ．０１３２
1radialdistributionofcorepowerpervolume2程序流程建立上述基于快堆实际功率分布的改进型bt模型以恒定速率引入一定的反应性模拟反应堆事故工况下的反应性引入由于多普勒效应和堆芯解体导致反应堆反应性不断下降直到反应堆反应性为负值由于解体负反应性远大于反应堆正反应性因此反应堆功率不会继续增加
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｌｉｑｕｉｄｍｅｔａｌｆａｓｔｂｒｅｅｄｅｒｒｅａｃｔｏｒ（ＦＢＲ）ｉＳｏｎｅｏｆｔｈｅｇｅｎｅｒａｔｉｏｎＩＶｎｕｃｌｅ —