ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

　第27卷　第3期核科学与工程Vol.27　No.3

　2007年　9月ChineseJournalofNuclearScienceandEngineeringSep.　2007

收稿日期:2006209213;修回日期:2006212225

作者简介:于　涛(1972—),男,山东人,副教授,博士,现从事反应堆物理研究

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究于　涛1,李吉根2,凌　球1,史永谦2,罗璋琳2,戎永华2(11南华大学核科学技术学院,湖南衡阳421001;21中国原子能科学研究院,北京102413)摘要:加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持。加速器较为频繁的失束问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响。研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究。结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。关键词:ADS;失束;次临界;快堆;安全中图分类号:TL364;TL333 文献标识码:A 文章编号:025820918(2007)0320230204

Subcriticalreactordynamiccharacteristicsresearchbyacceleratorbeamtripinanaccelerator2drivensystem

YUTao1,LIJi2gen2,LINGQiu1,SHIYong2qian2,LUOZhang2lin2,RONGYong2hua2(1.SchoolofNuclearScience&Technology,NanhuaUniversity,HengyangofHunanProv.421001,China;

2.ChinaInstituteofAtomicEnergy,Beijing102413,China)

Abstract:BecausethemaintainofpowerlevelinAcceleratorDrivenSystem(ADS)relysontheneutronsourcegeneratedthroughintensiveprotonbeamhittingspallationtarget,thefrequentbeamtripswillinfluencethesubcriticalreactorsafetyofADS.BeamtripaccidentcharacteristicsinADSisstudiedinthispaper,andthespecialsoftware2SIM2ULINK2ADSdedicatingtoADSbeamtripaccidentisdesignedanddeveloped.Thedynamiccharacteristicsofaccelerator2drivenfastneutronbreedsubcriticalreactorisPre2liminarilyresearched.Atlastthediscussionhasclearlydemonstratedthatshutdownofthereactordependingonshutoffofthebeamsignalwillnotassureautomaticsafety.ItneedstoaddtheassistantprotectsystemtoenhancethesafetyofADS.Keywords:AcceleratorDrivenSystem(ADS);beamtrip;subcritical;fastneutronbreedreactor;safety

032 随着化石能源短缺危机问题的日益凸现,

核能已经成为人类今后能源发展的必然选择。在现行燃料循环中引入加速器驱动系统(ADS)[122]构成新的混合核能系统,将成为目前商用的核能系统与核聚变能可充分利用间的过渡。ADS中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,因此质子束流的不稳定性以及任何形式的失束都将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。因此,ADS的安全性主要决定于高功率质子加速器(HPPA)运行的可靠性。HPPA失束对次临界反应堆的影响有两方面:(1)由于反应堆内中子学行为的改变引起的功率变化;(2)由于功率骤变将引起受外源中子直接影响的材料的温度变化,引起热应力,导致材料疲劳与蠕变而影响寿命[1]。目前,对失束问题的研究正成为国际上ADS系统研究的热点问题[223]。为了分析评价质子束外中子源瞬变对ADS系统工程设计和安全分析的影响,本项目组研究开发了ADS失束事故分析软件———SIMULINK2ADS。对加速器驱动快中子次临界反应堆堆芯的动态响应开展了初步研究,并对运行结果进行了分析。1　物理模型的建立根据目前的研究成果表明[[1,426],1)keff值应选在0185～0198之间。当keff=0195时,则可有大于80%的电能上网供商用,虽然此时燃料增殖能力与废料嬗变能力可能会相应变低,但是反应堆具有本征安全性。2)次临界堆选取快中子反应堆。不仅本

身产生的次量锕系核素比PWR的少,而且具有较高的核燃料增殖能力及嬗变次量锕系核素的能力。3)次临界堆选取加压重水型反应堆。直

接利用天然铀,可较快地扩大核电装机容量,虽然它具有嬗变长寿命裂变产物的可能性,但所产生的核废料与常规PWR大体是一样的,它应与其他系统配合使用。但从远景讲,它开辟了有效利用钍资源的途径。因此,本研究在建立堆芯物理模型时有以下几点考虑:

(1)次临界反应堆的keff值选分别选取了

0195、0197和0199三个值。(2)次临界堆选取快中子反应堆,选用的

中国实验快堆(CEFR)的设计运行参数。(3)虽然ADS系统次临界反应堆的重要

特性就是具有很强的外中子源,但是已经证明在该次临界系统中,裂变中子仍然占有绝对多数,其所占的百分比值与有效增值因子相当,即若keff=0195,则裂变中子所占比例约为95%。因此,反应堆物理的理论和计算框架在这里仍然可用[7]。根据加速器驱动洁净核能系统的基本原理,ADS失束事故分析软件———SIMULINK2ADS物理模型框图如图1所示。

图1　ADS失束仿真物理模型Fig.1　PhysicsmodelofADSbeamtrip

2　SIMULINK2ADS程序流程[8]ADS失束事故分析软件SIMULINK2ADS

流程图如图2所示。

对所建立的ADS仿真物理数学模型计算机模块化,形成SIMULINK2ADS仿真软件包。

132图2　SIMULINK2ADS仿真程序流程Fig.2　SIMULINK2ADSprogramflowchart

该ADS系统模块化之后包括:堆芯中子动力学模块、反应性反馈模块、蒸汽发生器模块、中间热交换器模块、热钠池模块、冷钠池模块、管道模块、栅板联箱模块、循环泵模块、ADS系统仿真模块。管道模块可直接利用SIMULINK软件包中的时间延迟模块或一阶惯性环节。3　仿真运行结果分析[8]在对ADS束流瞬变进行仿真分析研究时,选择了不同的次临界水平下(keff=0195、0197、0199)运行工况进行仿真研究,以便更为详细地对ADS束流瞬变行为进行研究分析,同时也便于与国际上目前的研究进展进行比较。311　运行工况1)完全失束(正常停堆)、失束瞬变(失去束流1、3、6、12s后恢复)。2)未受保护的失流事故:完全失束合并失去90%的冷却剂流量,选择该工况的目的是为了分析该仿真模型对安全裕度的实际影响。312　运行结果与分析31211　keff=0197、0199时,完全失束和失束1、3、6、12s后恢复仿真运行结果。目前在ADS次临界系统中的设计是通过关闭质子束来停堆。如图3、图4所示,源切断后,次临界反应堆的功率将下降到不同的水平,但是并不会降到零,而是会稳定在一个较低的功率水平(20%～30%)左右,即所谓的“渐近(Asymptotic)功率水平”,详见文献[223]。这与OECD/NEA失束基准问题一期报告和德国FZKKarlsruhe用SIM2ADS程序结果进行比对,具有较好的一致性。

图3　keff=0197时失束SIMULINK2ADS功率输出图Fig.3　PoweroutputbySIMULINK2ADS,keff=0197

图4　keff=0199时失束SIMULINK2ADS功率输出图Fig.4　PoweroutputbySIMULINK2ADS,keff=0199

可见,要确保ADS次临界堆停闭到需要232的停堆深度,ADS次临界系统可能需要另外的控制棒系统。特别是对于某些启动事件,

比如冷却剂失流事故需要关闭次临界系统时,由于某些系统故障(如,束流正瞬变),源不能及时关闭,外加的控制棒系统的作用就显得更为重要。目前,国外的部分研究机构(如德国FZK

Karlsruhe)也提出了两种不同的ADS工程设计方案即:带控制棒辅助保护型和无控制棒辅助保护型。31212　失束合并失流事故仿真运行结果在完全失束(正常停堆),keff=0195、0199

时,合并失去90%冷却剂流量情况下的仿真运行模拟结果如图5、图6所示,由仿真结果可以看出,对于高keff值(keff=0199)的ADS系统,

在流量丧失后(本文计算了失去90%冷却剂流量的情况),纵然及时关闭外中子源,由于冷却剂流量损失,反应堆结构材料参数仍可能突破温度限值。由此可见,添加辅助停堆控制棒也是十分必要的。

图5　keff=0195时SIMULINK2ADS仿真包壳温度Fig.5　CladTemperaturebySIMULINK2ADS,keff=0195

4　结论1)在对ADS失束事故分析软件———SIM2ULINK2ADS进行调试及运行结果分析过程中,与OECD/NEA失束基准问题[2]和德国FZKKarlsruhe用SIM2ADS研究钠冷快堆研究结果[3]进行了比较,取得了良好的一致性。2)通过对两种典型的运行工况进行仿真

图6　keff=0199时SIMULINK2ADS仿真包壳温度Fig.6　CladTemperaturebySIMULINK2ADS,keff=0199

运算分析,由仿真结果可见仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性。因此,建议在对ADS进行工程设计时,增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性。

参考文献:

[1]　丁大钊.未来核能利用的方案探讨—加速器驱动的放射性洁净核能系统[C].加速器驱动放射性洁净核能系统概念研究论文集.北京:原子能出版社,2000,3227.