钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

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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。

2 严重事故缓解措施
日本钠冷快中子堆(JSFR )是钠冷快堆中较有前景的设计概念之一,采用日本快中子反应堆技术,具有比
作者简介:张婷,博士,工程师,研究方向为反应堆热工水力及安全分析。

钠冷快堆严重事故与缓解措施概论
张婷 罗跃建 蒋孝蔚
中国核动力研究设计院,四川 成都 610041
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传统反应堆更高的固有安全性。

然而反应堆再临界风险仍需纳入设计基准事件与设计扩展工况的考虑范围,当发生CDA 事故时,大量堆芯熔融燃料会引入正反应性,并威胁到容器的完整性[8]。

图2显示了JSFR 堆芯解体事故传统事故进程。

事故开始阶段反应堆芯被破坏,堆芯燃料在燃料组件内重新分布,引起正反应性。

研究表明,反应性引入可以加速事故的发展,即在CDA 期间,燃料棒会熔化,正反应性会使反应堆进入膨胀阶段,在结构响应阶段对反应堆结构施加巨大压力,并威胁到结构的完整性[9]。

对于CDA 事故的研究集中于重返临界行为研究利用某些堆芯或燃料组件设计可以避免重返临界性,暂时缓
解事故工况并帮助事故进入过渡阶段。

即使如此,大规模熔融池中的燃料压实也可能导致严重的功率突增和重返临界性,如图2所示。

在JSFR 设计中引入了相应的安全措施以避免形成大规模的熔融池。

熔融燃料可以通过设计在组件内的排出通道(如内导管、控制棒导向管等)排出到堆芯之外。

图3展示了装载有燃料排放路径的
JSFR 在ULOF
工况下的事故进程。

事故期间,排出管壁可能会破裂,燃料棒发生破坏,熔融燃料区域的裂变气体增压熔融燃料,只要驱动压力保持恒定,熔融燃料就可以排入排放路径中。

这被称为早期燃料排放阶段。

在成功从堆芯排放移动燃
料后,只剩下滞留燃料。

通过这种方式,可以避免因足
图1 钠冷快堆FCI发生过程
图3 钠冷快堆堆芯解体事故燃料排出行为进程
图2 钠冷快堆堆芯解体事故传统事故进程
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够的燃料重分布引起的正中子反应性。

在此阶段之后,开启一个更长期的物质重分布阶段。

同时,堆芯区域中的剩余燃料可能会在稳定运行状态下通过衰变热熔化。

这部分熔融燃料最有可能落入较低的钠池中。

在JSFR 技术发展的帮助下,熔融燃料可以成功被钠池冷却,并在多层堆芯捕获器中形成碎片。

如果碎片广泛分布在捕获器中,在容器内冷却阶段可以通过自然循环实现长期的热传导到最终的热阱[10-11]。

如上所述,在JSFR 中,为了避免在CDA 期间快速的反应性,熔融可移动燃料应该从堆芯中排放出去。

当前,人们已经提出了几种设计概念,通过一些逃逸路径排放燃料来实现这一目标。

最著名的设计之一是FAIDUS (带有内导管结构的燃料子组件),并已被采用到未来的JSFR 概念中。

FAIDUS 是燃料子组件的改进设计概念。

在FAIDUS 中,一些燃料棒被从常规的燃料子组件中移除,并在移除的燃料棒原来的位置安装了一个不锈钢内导管。

内导管壁设计得足够薄,以确保其在堆芯容器壁熔融之前提前失效,由此来达到排出熔融燃料,以减轻事故进程的目的。

图4显示了FAIDUS 中早期燃料排放的概念。

为了确保使用FAIDUS 设计的燃料排放策略的有效性,必须满足以下要求: ①在熔化-结构相互作用期间,内导管必须在堆芯容器壁熔化之前失效;②在堆芯容器壁熔化之前,内导管必须排放足够的熔融燃料,以避免过渡阶段的能量积累;③内导管中的燃料排放行为不应受到熔融燃料凝固以及燃料-冷却剂相互作用的阻碍[12-
13]。

图4 FAIDUS设计概念
否则,可移动的燃料无法有效地从堆芯中排放出去,指定的减轻措施无法很好地发挥作用。

基于这一点,值得注意的是,导管的壁失效行为对于实现FAIDUS 的设计理念至关重要。

为了检查壁失效的有效性,应收集相关实验数据以获取直观的证据。

3 缓解措施验证
3.1 SCARABEE -N 实验
装有钠冷却剂的内管管壁与高温二氧化铀/不锈钢熔池接触引发的壁面破损现象非常复杂,需要足够的实验数据来解决其机理。

成功的壁故障需要连续的核能供应,因此,相关的实验项目应在堆内进行。

第一个强调导流管壁故障重要性的实验项目是SCARABEE -N 堆内项目。

在SCARABEE -N 项目中,将故障机制分为4个部分:①壁面的热侵蚀;②通量失衡;③机械变形或破坏;④喷射[14]。

一系列针对这4种机制的实验在不同的实验环境和条件下进行。

在SCARABEE BE+3、PIA 和PVA 实验中,发现在存在燃料壳的情况下,可以实现针对壁面的缓慢侵蚀。

然而,当壁变得足够薄时,快速热侵蚀导致壁故障。

在PIA 和BE 实验中观察到钠的沸腾。

壁故障的机制尚不清楚。

第一或第二机制可能发挥了明显的作用,但其他机制也不应被排除。

特别是在PVA 实验中,流量减少后,机械阻力降低不到0.2 MPa ,表明机械变形的影响不容忽视。

此外,针对最后一种机制,BE+3bis 实验采取了一系列措施来排除前3种机制的影响,燃料喷射是由燃料与钠之间的热相互作用驱动的。

3.2 EAGLE 实验
SCARABEE 实验是在反应堆中进行的,其中只提供稳态加热。

为了获得更切实可行的数据来验证FAIDUS ,应在实际设计和工作条件下进行实验项目,并实现瞬态核加热。

哈萨克斯坦共和国国家核中心(NNC/RK )的脉冲石墨反应堆(IGR )安全研究设施可以满足这一要求,日本原子能机构(JAEA )进行了实验获取广义逻辑以消
除重新临界性(EAGLE )项目,以提供关于FAIDUS 在
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整体方案中早期燃料排出效果的多样化证据[15-16]。

EAGLE项目所有堆内试验均在IGR堆芯模拟容器中进行。

在EAGLE实验方案的框架下,最终目标是进行堆内试验,以最大限度地再现FAIDUS的设计思想。

在最终实验之前,有3个预实验,以确保最终测试能够合理和成功地进行。

EAGLE首先采用质量为36 g的燃料球团进行了一个名为GP的小规模试验。

将燃料球团熔化在一个密闭容器内,并测量气空间压力。

GP试验为验证目标试验燃料腔压力可控性的预试验。

在此基础上,进一步进行了中尺度预试验(WF试验),用以验证在排出路径中填充液态钠时,内管管壁仍可被熔毁。

这次试验含有2 kg燃料和300 g钠冷却剂。

最后一个预实验是FD实验。

这是一次大规模的试验,使用了约8 kg的燃料,但未使用任何冷却剂。

这是最后目标试验的准备工作,目的是收集燃料逸出过程中关键现象的数据,并为最后试验提供技术支持。

最后,该方案顺利进行了最终目标实验,命名为ID 实验。

在ID实验内,随着熔融混合物在最后的试验中成功地涌入内导管并排出堆芯外,EAGLE实验方案表明,燃料逸出概念可以通过FAIDUS实现。

3.3 数值模拟研究
采用数值模拟的方法进一步对管道壁破坏的机理进行研究。

SIMMER-III代码是为SFR中严重事故期间事件进展的数值模拟而开发的[17-18]。

它是一个基于欧拉方法的多相、多分量流体力学程序。

采用SIMMER-III程序,对SCARABEE-N和EAGLE项目的管壁破坏行为进行了数值分析。

SCARABEE BE+3试验中,热流密度高达10 MW/m2,SIMMER-III模拟了从燃料断裂到排放的过程。

BE+3试验强调壁破坏行为,认为钢液的存在是引起壁破坏的主要原因[19]。

基于运动粒子半隐式方法(MPS)的COMPASS代码,作为对SIMMER-III介观视点的补充,并利用该代码对BE+3测试进行了分析。

COMPASS 分析也得出了同样的结论[20]。

此外,Toyooka等[21-22]利用SIMMER-III对EAGLE ID1试验中壁面破坏时的传热特性进行了数值模拟研究[18],得到了一系列合理的结果,认为钢的存在是导致高换热的主要因素,是管壁破坏的主要原因。

4 结语
作为第四代核反应堆的主力堆型,钠冷快堆具有资源利用率高、放射性废物少、安全系数高的特点。

国际上既往研究认为,在钠冷快堆堆芯解体严重事故发生过程中,在极端悲观条件下(如仅有极少量熔融燃料被释放到堆芯区域外),在堆芯区域仍存在大型熔融燃料池形成的可能性。

通过在燃料组件内插入导管的方式可以将滞留的熔融燃料排出堆芯之外,以避免熔融燃料堆积导致的再临界风险。

相应的实验与数值模拟研究表明,熔融燃料可以通过将导管管壁熔毁以实现由堆芯排出的目的。

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