鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆假想堆芯解體事故分析研究.pdf

1、鉛基反應(yīng)堆（以下簡稱鉛基堆）是第四代核能系統(tǒng)與加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)的重要候選堆型。與其他快中子反應(yīng)堆一樣，由于鉛基堆在正常運(yùn)行時(shí)堆芯布置不是使Keff為最大的，堆芯熔化后材料的重新布置，有可能導(dǎo)致反應(yīng)性急劇增加，期間釋放出的巨大能量可能會造成堆芯解體。為確保鉛基堆在嚴(yán)重事故下能夠包容放射性物質(zhì)從而使人和環(huán)境免受輻射危害，對其進(jìn)行假想堆芯解體事故(Hypothetical Core Disruptive/Disassembly Accid

2、ent，HCDA)的研究是非常必要的。然而，目前國際上對鉛基堆HCDA的研究還處于起步階段，對HCDA分析在鉛基堆安全評價(jià)中占據(jù)的地位以及所要達(dá)到的安全目標(biāo)等尚不明確，對鉛基堆HCDA相關(guān)物理現(xiàn)象及事故演化過程的認(rèn)識也十分匱乏。
　　本文以中國鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆為研究對象，針對上述鉛基堆HCDA事故研究存在的問題，從宏觀的評價(jià)方法到微觀的事故現(xiàn)象機(jī)理，多尺度開展了安全研究與探索。具體工作如下:
　　(1)基于福島事故后最新的核安

3、全理念，并借鑒鈉冷快堆的先進(jìn)經(jīng)驗(yàn)，建立了一個(gè)適用于鉛基堆HCDA的評價(jià)方法，提出了把HCDA作為鉛基堆的“設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況”來處理，同時(shí)明確了其消除重返臨界的確定論與概率論要求，首次闡明了鉛基堆HCDA研究在安全評價(jià)中所處的地位以及所需達(dá)到的安全目標(biāo)，并進(jìn)一步指出鉛基堆HCDA事故分析需采用現(xiàn)象學(xué)、機(jī)械論、概率論等相結(jié)合的分析方法，為后續(xù)章節(jié)的分析提供了方法論基礎(chǔ)。
　　(2)基于“現(xiàn)象學(xué)”的事故分析方法，借助NTC-2D程序?qū)︺U基研

4、究實(shí)驗(yàn)堆HCDA過程中的主要物理現(xiàn)象展開了數(shù)值模擬研究。發(fā)現(xiàn)了鉛基堆HCDA事故下獨(dú)特的熱工水力現(xiàn)象:堆芯熔融物能遷移出堆芯，從而有潛力消除重返臨界;但在遷移過程中熔融包殼會再凝固導(dǎo)致堆芯流道堵塞、最終形成的熔池會發(fā)生組份分層導(dǎo)致熔融燃料的聚集，這兩種行為可能使事故朝惡化方向發(fā)展，需要特別關(guān)注?；诖耍疚倪€給出了未來一種開展鉛基堆HCDA實(shí)驗(yàn)研究的思路。
　　(3)基于“機(jī)械論”的事故分析方法，利用NTC-2D程序建立了鉛基研究

5、實(shí)驗(yàn)堆（包括臨界堆與次臨界堆）的事故分析模型，并全面探究了兩種堆型在兩類典型事故（無保護(hù)瞬態(tài)超功率與燃料組件瞬時(shí)全堵）始發(fā)的HCDA下全堆芯瞬態(tài)過程以及影響因素。研究發(fā)現(xiàn)，次臨界堆比臨界堆固有安全性更好，不會發(fā)生無保護(hù)超功率導(dǎo)致的HCDA。在發(fā)生燃料組件瞬時(shí)堵流事故時(shí)，燃料孔隙率對兩者的HCDA事故進(jìn)程均影響顯著。兩種堆型皆可通過對設(shè)計(jì)參數(shù)（包括燃料孔隙率、冷卻劑的驅(qū)動形式等）的選取實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的漂浮并且冷卻，而不需要額外的工程措施。