池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究.pdf

第58 卷第3期2024年3月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol.58,No.3Mar.2024池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究薛方元1，张东辉，刘一哲1，张熙司1（1.中国原子能科学研究院，北京10 2 413；2.中核霞浦核电有限公司，福建宁德35519 9）摘要：为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器，造成大量放射性释放，三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器，对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序，计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环，分析熔融物长时冷却过程，研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后，主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物，并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。关键词：钠冷快堆；熔融物堆内滞留；自然循环中图分类号：TL364.4doi:10.7538/yzk.2023.youxian.0514Preliminary Study on Core Melt In-vessel Retentionof Pool-type Sodium-cooled Fast ReactorXUE Fangyuan,ZHANG Donghui?,LIU Yizhe,ZHANG Xisil(1.China Institute of Atomic Energy,Beijing 102413,China;2.CNNP Xiapu Nuclear Pozwer Co.,Ltd.,Ningde 355199,China)Abstract:The inherent safety of reactor is emphasized in the design of the sodium-cooled fast reactors(SFRs).For accident mitigation,inherent safety and passive meas-ures are adopted to reduce the demand for power sources and enhance safety and econo-my.SFRs can effectively prevent the unprotected accidents.The probability of coremeltdown is very small.However,in order to prevent the large radioactive release,SFRs still consider the mitigation measures for large-scale core meltdown.For pool-typesodium-cooled fast reactors,there is a large amount of sodium with high heat capacity inthe reactor vessel.It is advantageous to install the core catcher in the reactor vessel forcollecting and cooling the core melt.FRTAC is a liquid metal fast reactor safety analysiscode developed by China Institute of Atomic Energy(CIAE).The Experimental BreederReactor-II（EBR-I I）s h u t d o w n h e a t r e m o v a l t e s t 45R (SH R T-45R)i s a n u n p r o t e c t e dloss-of-flow event conducted by Argonne National Laboratory(ANL).The primary文献标志码：A文章编号：10 0 0-6 9 31(2 0 2 4)0 3-0 6 8 9-0 9收稿日期：2 0 2 3-0 7-11；修回日期：2 0 2 3-0 8-14基金项目：中国原子能科学研究院“青年英才”培育基金（YC232505001406）690circuit natural circulation test of Phenix Reactor is a main pump shut down with scramevent conducted by French Alternative Energies and Atomic Energy Commission(CEA).The FRTAC code simulated the SHRT-45R test and the natural circulation testperformed during the Phenix end-of-life.The results showed that the calculated value isin good agreement with the experiments.This indicated that FRTAC code can be usedfor thermal-hydraulic simulations under natural circulation of SFR.In this paper,FRTAC code was used to analyze the natural circulation heat transfer after the coremeltdown.And the core melt in-vessel retention scheme was studied.The analysisobject is a 1 5oo MWt pool-type sodium-cooled fast reactor.The reactor has four inde-pendent decay heat removal systems(DHRSs).The DHRS consists of three loops,namely a primary loop,an intermediate loop and an air cooler loop.According to theresearch,the relocation time for the core melt to the core catcher is about 12 hours.Atthis time,the decay heat is about 9 MW.The natural circulation in the reactor vesselcan effectively cool the core melt and transfer the decay heat into the sodium pool.Thepassive DHRSs can export the heat from the sodium pool to the atmosphere.Themaximum temperature of the sodium pool does not exceed 450 C d u r i n g t h e c o o l i n g o fthe core melt.Therefore,the integrity of the core catcher and the reactor vessel will notbe affected.Key words:sodium-cooled fast reactor;in-vessel retention;natural circulation在新型反应堆设计中，为降低严重事故后果，普遍考虑了堆芯熔融物滞留方案。先进压水堆熔融物滞留方法基本上分为两类：熔融物堆内滞留（IVR)和熔融物堆外滞留（EVR），相应地严重事故分别被终止于压力容器内和安全壳内1。池式钠冷快堆作为第四代核能系统的备选堆型之一 2 ,在设计之初就非常重视反应堆的固有安全性。对于事故的缓解尽量采用固有安全和非能动措施，以减少对动力源的需求，增强安全性和经济性。具体的措施包括先进的非能动停堆系统、良好的堆芯自然循环能力、非能动的余热排出方式等 3-41。依靠固有安全和非能动措施，可有效预防各类无保护事故，从而使得发生堆芯熔毁的概率非常低。但从防止大量放射性释放角度考虑，钠冷快堆设计中依然考虑了堆芯大规模熔毁的缓解措施。对于池式钠冷快堆，主容器内有大量高热容的钠，具有足够的布置空间，在主容器内安放堆芯熔化收集器对于熔融堆芯的收集和冷却是有利的，因此现有的池式钠冷快堆主要采用熔融物主容器内滞留的方案 5。池式钠冷快堆实现熔融物主容器内滞留的关键设备是安装在原子能科学技术第58 卷主容器底部的堆芯熔化收集器，保证衰变热导出的关键是主容器内的自然循环以及非能动的余热排出系统。目前，国外在相关领域已有一定研究基础，俄罗斯、印度等对钠冷快堆堆芯熔毁情况下的余热排出进行了试验研究和数值模拟 6-7 ，法国、日本等也对钠冷快堆堆芯解体事故后的熔融物滞留进行了计算分析 8 10 1。国内压水堆IVR的分析相对较多,但对钠冷快堆相关研究还较少。本文以池式钠冷快堆为分析对象，对堆芯熔毁后熔融物长时冷却过程进行分析，研究钠冷快堆熔融物主容器内滞留方案。1分析程序介绍本次分析采用中国原子能科学研究院自主开发的液态钠冷反应堆系统分析与安全评价程序（FRTACV2.0)，该程序主要用于快堆系统及堆芯瞬态分析。FRTAC程序具备良好的反应堆建模能力，对于钠冷反应堆典型的事故工况具有较强的分析能力。FRTAC程序开发了热工水力求解、热构件导热求解、中子动力学求解、水汽转换、破口喷放等多个计算模块，包含了反应堆中常见的第3期水力件（管道、液池、泵、阀门、缓冲罐）、热构件（燃料棒、换热管）、中子件（反应性反馈、反应性引人)等各类控制体，涉及了水/水蒸气、钠、铅/铅铋、空气、氮气等多个流动介质，采用对称矩阵求解、非对称稀疏矩阵求解、刚性方程组求解、普通方程组求解等多种数值算法 1。本文仅给出本次分析中主要涉及模块的模型介绍。FTRAC程序水力部件模型求解采用均匀流模型进行模拟。将水力部件划分为控制体和接管，在控制体中求解质量和能量方程，在接管处求解动量方程，离散后联立求解压力矩阵，用牛顿迭代法得到收敛的压力值。得到收敛的压力值后，代人质量、动量和状态方程，可得到控制体恰、接管流量及流体物性参数等。均匀流中使用的基本守恒关系式与单相流动相同，公式中的状态变量为两相依据空泡份额加权平均定义得到的结果。将普通管道模型中的流体视为一维流动，结合均匀流模型三大基本方程，可得到普通管道模型的三大守恒方程如下。质量守恒方程：2em+2m=0at其中：pm为流体m的密度；Um为流体m的速度；t为时间；之为长度。动量守恒方程：a0m+pmmazpmat其中：为系统压力；g为重力加速度；0 为速度与水平方向夹角；Fw为阻力项，包括沿程阻力和局部阻力两部分，对于接管阻力项主要为局部阻力，而对于控制体其阻力项主要为沿程阻力。能量守恒方程：2ehn+2uhm=g+atat其中：h为流体m的恰；q为热源项，包括电加热棒等直接加热传人的热源，也包括由回路间对流导致的热量传递量；mFw代表由摩擦导致的能量耗散项。以压力和密度为独立变量时，恰的状态方程为：hm=hm(p,pm)薛方元等：池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究份额。2程序验证为验证FRTAC程序对钠冷快堆自然循环的计算能力,对国际原子能机构发布的EBR-II反应堆基准题SHRT-45R实验和凤凰堆寿期末自然循环实验进行了验证计算。2.1EBR-反应堆SHRT-45R实验SHRT-45R是一个无保护失流实验 12在实验中，禁用电厂保护系统以防止触发紧急停堆，一回路泵和中间回路泵都发生惰转。实验开始后，堆内流量的快速降低导致反应堆温度先是上升到一个很高但可接受的程度，反应堆依靠负反应性反馈自行停堆。随着反应堆自然循环的建立，堆芯温度逐渐降低。SHRT-45R实验模拟分析时以两个一回路泵的转速以及中间回路IHX人口流量和温(1)度作为输入，计算反应堆功率、流量、温度随时间的变化，并将计算值和实验值进行对比，结果如图1所示。从图1可看出，堆芯相对功率和堆芯流量的计算值与实验值基本一致，说明FRTAC程pmgsin0-Fw序可较好地模拟无保护事故下的反应性反馈及之功率变化、自然循环流量变化；因实验中测量仪(2)表的问题，基准题给出的堆芯出口温度有部分缺失 12 ，整体看FRTAC程序计算的温度变化趋势与实验一致，6 0 0 s后由于计算的功率较实验值略大，导致堆芯出口温度稍高于实验值；FRTAC程序较好地捕捉到了堆芯内设置的测量组件出口温度瞬态过程中的温度峰值，而且OP+UmFw对于6 0 0 s后辅助电磁泵启动导致的温度变化也有较好的模拟结果。(3)2.2凤凰堆寿期末自然循环实验2009年凤凰堆最终停闭之前，法国原子能机构对其反应堆系统进行了一系列实验，其中包括一回路自然循环实验，研究丧失冷却剂流动情况下反应堆的非能动余热排出能力。实验开始后蒸汽发生器蒸干导致热阱丧失，操作员手动紧急停堆，一回路主泵停运，反应堆进人自(4)然循环状态 13。691均匀流的两相密度p为：pm=pg+(1-)pi其中:g 为气相密度;pr为液相密度;为空泡(5)692凤凰堆自然循环实验模拟分析时以反应堆功率、一回路泵转速、中间回路IHX人口流量和温度作为输入，计算堆芯进、出口温度及IHX一次侧进、出口温度随时间的变化,并将计算值和实验值进行对比，结果如2 所示。从图2 可看出，FRTAC程序堆芯入口温度计算值与实验值趋势一致，但在50 0 s后实验值出现快速下降再上升的趋势，而计算值则是缓慢上升之后下降，这可能是由于流量减小后IHX出口到泵人口腔之间出现了“短接 14，泵腔处的测点（即堆芯人口温度测点）温度变化更接近IHX一次侧出口温度变化；FRTAC程序堆芯出口温度计算值与实验值整体符合较好，但计算值在10 0 0 s左右出现了一个峰值，且多个分析程序计算均出现了同样的情况 14-15，这可能是因为主泵停运后流量减小，堆芯出口局部复杂的流动换热导致测点并未完全反映出温度的快速上升趋势；由IHX一次侧人口和出口温度的对比可看出，出口温度的计算值与实验值符合很好，入口温度计算值在自然循环后期与实验值非常接近，但在早期出现原子能科学技术第58 卷1.0250-实验测量值0.8一FRTAC计算值0.60.40.2F0.050580560540520460440F420F40050图1EBR-ISHRT-45R实验的堆芯相对功率、堆芯流量、堆芯出口温度和测量组件出口温度Fig.1 Core relative power,core flow rate,outlet coolant temperature of reactor core andoutlet coolant temperature of instrumented subassembly for EBR-II SHRT-45R test反应堆的主要参数列于表1。反应堆内布置了4套独立的事故余热排出系统，其中2 套系统的独立热交换器（DHX)位于热池内，另2 套位于冷池内（DHX在主容器内对称布置）。4熔融物堆内滞留分析本文在进行钠冷快堆熔融物堆内滞留分析-实验测量值200F一FRTAC计算值(s/)/一期150F100500200400时间/s-实验测量值一FRTAC计算值200400时间/s60060080080007006506005505004504000了明显温度升高又下降的变化，与实验测得的IHX一次侧入口温度不断降低有一定差异，这可能是因为热池的热分层效应导致IHX入口周围冷却剂温度偏低 1513分析对象介绍本文以一座热功率为150 0 MW的钠冷快堆为分析对象，其一回路采用池式结构，即堆芯、一回路设备都安装在主容器内。液态金属钠作为一回路冷却剂和二回路载热剂，通过一回路主冷却系统将堆芯的热量导出到二回路主冷却系统，二回路主冷却系统将热量导出到蒸汽-动力转换系统，供汽轮发电机组做功。200200400时间/s-实验测量值一FRTAC计算值1400时间/s600600800800第3期420410400390黑3 8 037036035050450m440430420410400390H3800图2凤凰堆自然循环实验的堆芯入口和出口温度、IHX一次侧入口和出口温度Fig.2Inlet and outlet coolant temperatures of reactor core and IHX primary inlet andoutlet temperatures for natural circulation test in Phenix Reactor时，假设堆芯所有燃料组件发生熔化。燃料组件熔化后，熔融物会逐渐熔穿下部支承结构，包括燃料组件下部管脚、小栅板联箱、大栅板联箱、堆内支承等，最终掉落至堆芯熔化收集器上。熔融物下落过程如图3所示。表1反应堆主要参数Table 1Main parameters of reactor参数数值额定功率，MWt1500冷却剂类型钠-钠-水燃料类型MOX燃料堆芯入口温度，360堆芯出口温度，540系统环路个数2一回路主泵数量2利用导热模型计算，将下部支撑结构沿轴向划分为若干节点，堆芯熔融物与下部支撑结构的上节点进行换热，考虑下部结构的热容，当下部支撑结构材料温度达到熔点时，则薛方元等：池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究500实验测量值480-FRTAC计算值460440420400堆芯入口3803605800016 000时间/s实验测量值-FRTAC计算值IHX一次侧入口800016.000时间/s693一实验测量值-FRTAC计算值堆芯出口24 000046044042040038036034032024.0000管脚及小栅板联箱支承结构图3熔融物下落过程Fig.3 Dropping process of core melt认为该节点熔化，该节点物质与堆芯熔融物混合。同时堆芯熔融物下移一个节点的高度，当所有节点熔化则认为下部结构熔穿。计算结果显示，堆芯所有燃料组件熔化后约8000时间/s实验测量值-FRTAC计算值IHX一次侧出口18000时间/s1600016000堆芯熔融物大栅板联箱托盘及钼合金覆面24.00024.00069412h熔融物掉到堆芯熔化收集器上，此时堆芯熔化收集器上的熔融物功率约为9 MW，重量约为40 t(包括熔融燃料和钢结构）。在熔融物下落过程中，非能动的余热排出系统也会不断导出热量，降低主容器内钠池温度，熔融物掉到堆芯熔化收集器上时热池温度为360，冷池温度为30 0。堆芯熔化收集器的上部堆芯区域已经全部熔化掉落至堆芯熔化收集器托盘上，因此主容器内栅板联箱及堆芯区域是中空的。堆芯熔化收集器附近的钠经熔融物加热后向上流动，通过堆芯通道进人热池。热池中的钠经过中间热交换器向下流人冷池和下腔室。下腔室的钠从四周流向堆芯熔化收集器，冷却熔融物，最终在收集器上部汇合后流向堆芯区域。这样就形成了一个完整的闭合回路。此外主容器冷却通道也是重要的自然循环流道，由中间热交换器进入冷池的钠有一部分会沿着主容器冷却通道形成反流（与正常运行时流动方向相反），最终进入下腔室。通过主容器内的自然循环，可以将熔融物的衰变热导人钠池中。在热池和冷池中布置的独立热交换器通过自然循环将热量导出至大气环境中。熔融物掉落至堆芯熔化收集器上以后，自然循环工况下主要流道如图4所示，堆芯熔化收集器附近的冷却剂流道如图5所示。空冷器中心测量柱热池DHX主泵一压力管图4自然循环工况下主要流道示意图Fig.4 Diagram of main flow channelunder natural circulation利用FRTAC程序对分析对象进行建模，控制体划分如图6 所示（图中中间热交换器、热池DHX及冷池DHX各只标注出1个，另一个对称布置)，其中：HP1H P4为热池控制体；原子能科学技术第58 卷CP1C P4 为冷池控制体;CO1C O 6 为栅板联箱及堆芯区域控制体；LP1LP3为下腔室控制体;I1I8为中间热交换器控制体;HD1HD6为热池DHX控制体;CD1C D 6 为冷池DHX控制体;CD-IN 为冷池DHX人口流道；M1M 16 为主容器冷却剂流道控制体;L1L28为事故余排中间回路控制体；A1A 8 为事故余排空冷器控制体；A-IN为空冷器气侧入口。图5堆芯熔化收集器附近的冷却剂流道示意图Fig.5Diagram of flow channel near core catcher之后以熔融物掉落至堆芯熔化收集器上为初始状态开始分析主容器内的自然循环。初始条件给定系统各部分温度，其中冷池初始温度为30 0，热池初始温度为36 0，初始流量保守假设为零，给定系统压力为0.15MPa并保持不变。堆芯熔融物作为系统热源，其热量根据冷却剂与熔融物接触面积的比例分配给相邻的控制体。主容器下腔室的冷却剂经熔融物加热后向上流动，通过已经熔穿的堆芯区域进人热池，流十屏蔽量变化如图7 所示。可看出，初始流量会快速一冷池DHX上升，这主要是因为堆芯熔化收集器附件的冷中间热却剂会被熔融物快速加热，温差导致的密度差交换器给自然循环提供了驱动力。当流量增加后，反冷池过来会降低温差，温差减小后流量也会缓慢下腔室下降。主容器冷却剂进入热池后，再经过中间热交换器流入冷池。进入冷池的冷却剂分为了两部分，一部分由冷池向下流动进人下腔室，另一部分经过主容器冷却流道进入下腔室（图4）。其中由冷池进入下腔室的流量如图8 所示，经过主容器冷却通道的流量如图9 所示。堆芯熔融物四周的冷却剂被加热后汇集到堆芯熔化收集器上部，此处的冷却剂温度最高，如图10 所示。由于保守假设主容器内初始流第3期M9M15M16量为零，冷却剂被加热后温度快速升高，当自然循环建立后，冷却剂温度开始不断降低。120100(s/a)/鲁8060402000图7流经堆芯区域的流量随时间的变化Fig.7Flow rate through core channel vs.time图11为热池与冷池温度随时间的变化。可看出，由于事故余热排出系统的作用，计算开始后热池和冷池温度都不断降低。冷池中安装的独立热交换器可直接冷却冷池中的钠，增加了主容器内冷热端之间的温度差，有利于自然循环。整个计算过程中，冷却剂最高温度不超过450，不会对堆芯熔化收集器及主容器的结构完整性造成影响。薛方元等：池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究M8HD1HD2：HD6M2M1LP214400时间/s695A8A2A1主容器内L28HP4HP3HP2HPICO6CP4CP3CP2CPI28800A-IN空气1213：18CP4CP3CO2CP2CO1CP1LP1LP3堆芯熔融物图6 控制体划分示意图Fig.6Schematic of FRTAC code model40(s/)/鲁230201000图8冷池进入下腔室的流量随时间的变化Fig.8Flowrate from cold poolinto lower chamber vs.time43200706050(s/a)/鲁44030201000图9流经主容器冷却通道的流量随时间的变化Fig.9Flowratethroughmainvessel cooling channel vs.timeCD-INCD1CD2：CD6L1L214400时间/s14 40028800时间/sL12288004320043200696450420390360330F3002700图10堆芯熔化收集器上部冷却剂温度随时间的变化Fig.1oTemperature of core catcherupper coolant vs.time38036034032030028026024022020010图11冷热池温度随时间的变化Fig.11Temperatures of cold pool andhot pool vs.time5结论利用FRTAC程序对SHRT-45R实验和凤凰堆寿期末自然循环实验进行了验证计算，结果表明程序可很好地模拟实验的瞬态过程，能够用于钠冷快堆自然循环工况下流动、换热等的模拟分析。对池式钠冷快堆堆芯熔毁后的事故进程进行分析，研究熔融物主容器内滞留方案。初步分析表明：1）熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后，主容器内的自然循环可有效冷却熔融物，并将热量导人钠池中；2）非能动的事故余热排出系统可导出钠池热量，降低冷却剂和结构材料的温度，防止威胁一回路边界的完整性。参考文献：1 MA Weimin,YUAN Yidan,SEHGAL B R.In-原子能科学技术第58 卷vessel melt retention of pressurized water reac-tors:Historical review and future research needsJJ.En g i n e e r i n g，2 0 16,2(1)：10 3-111.2OECD/NEA.Technology roadmap update forgeneration IV Nuclear Energy SystemsR/OL/Paris:OECD Nuclear Energy Agency for theGeneration IV International 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