紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态的影响

紧急停堆棒落棒时间是影响反应堆安全特性的重要参数,以2 MW钍基熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program-Thorium Molten Salt Reactor)程序,建立熔盐堆系统的瞬态行为分析模型,对控制棒提棒速度的敏感性进行分析,并重点分析探索紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态后果的影响规律。结果表明:即使紧急停堆棒落棒时间达到10 min,哈氏合金的最高温度也仅为708.2°C,燃料盐最高温度为709.2°C,均低于安全允许限值,表明该熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。     

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物，具有强腐蚀性和渗透性，是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆（FHR）中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究，主要讨论在无保护反应性引入（URI）及无保护冷却剂入口过冷（UOC）事故下，熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现，瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变，呈现出强烈的动态耦合特点，这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明，在URI和UOC事故下，氚向二回路的扩散速率均降低，不需投入额外的氚控安全设施。     

熔盐增殖堆初步安全分析

熔盐堆是第四代核能论坛确定的6种先进四代堆型之一,在固有安全、燃料循环、小型化、核资源的有效利用和防止核扩散等方面有其特有的优点。美国橡树岭国家实验室基于熔盐实验堆(Molten Salt ReactorExperiment,MSRE)设计、建造和运行经验,完成了熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)概念设计。本文对MSBR进行初步的安全分析,为进一步改进和优化熔盐堆安全特性提供参考。根据MSBR的概念设计,建立了一个采用耦合简化传热机制点动力学的安全分析模型,并通过MSRE实验数据进行了验证。应用该模型模拟计算了MSBR在阶跃反应性和线性反应性引入后的堆芯热功率、堆芯石墨和堆芯熔盐温度瞬态。结果表明:在引入不超过500 pcm反应性情况下,无需采取任何措施,不会出现温度过高、堆芯结构材料融化事故;若需采取控制措施,线性引入反应性比阶跃引入反应性更易于控制,且应尽量避免短时间内引入反应性。     

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

液态熔盐堆中熔盐燃料依托主泵驱动在一回路中流动，在流动过程中造成了反应性损失，直接引起堆芯功率变化。考虑到熔盐燃料流动对堆芯功率控制的影响，建立了堆芯非线性模型，并对模型进行线性化处理。基于堆芯线性化模型，采用线性二次型高斯/回路传输（LQG/LTR）技术设计堆芯功率控制系统。以熔盐实验堆为例，开展堆芯反应性扰动控制研究。结果表明，采用堆芯线性化模型和LQG/LTR技术可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的控制。      

10MW模块式高温气冷试验堆的初步动态分析

文章针对10MW模块高温试验堆的主要设计基准事故,完成了初步的动态分析,所涉及的事故划分为四类:失压事故、失去主热阱事故、蒸发器传热管破裂和反应性引入事故。动态分析结果表明,该模块高温试验堆具有固有的事故安全性。失冷和失压工况下,由导热、辐射和自然对流等被动传热机制能将剩余发热安全地传出反应堆。当出现反应性引入或ATWS事故时,籍助负反应性温度系数,反应堆将自动停堆。在所研究的全部事故工况下,产生的燃料元件最高温度不超过970℃,远低于高温气冷堆的温度限制。     

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。      

秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究

选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP／RELAP5／MOD3．1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。     

TMSR-SF2全厂断电事故分析

钍基熔盐堆-固态燃料二号堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel 2,TMSR-SF2)是基于球床熔盐堆SF1(Solid Fuel 1)的小型模块化升级堆型,这种新概念堆结合了两者的诸多优点,目前已经完成了预概念设计,对其进行典型事故的分析与安全特性的评估成为当前重要研究内容。本文基于Relap5/MOD4.0程序,建立了反应堆事故模型,进行了全厂断电事故的模拟,分析了反应性、反应堆功率、冷却剂温度和燃料温度等关键参数的变化规律。结果表明,SF2在全厂断电事故中具备高度安全性,其中固有安全性发挥了重要作用。此外还进行了全厂断电事故伴生不同事件的后果比对以及不同温度反应性系数的敏感性分析,证明了直接反应堆辅助冷却系统(Direct Reactor Auxiliary Cooling System,DRACS)在事故前期余热排出能力的局限性,而依靠主泵可以最大限度利用熔盐堆的热惰性从而显著缓解熔盐堆堆芯过热。