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Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep.　2007

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

Subcritical reactor dynamic characteristics research

by accelerator beam trip in an accelerator2driven system YU Tao1,L I Ji2gen2,L IN G Qiu1,SHI Y ong2qian2,L UO Zhang2lin2,RON G Y ong2hua2

(1.School of Nuclear Science&Technology,Nanhua University,Hengyang of Hunan Prov.421001,China;

2.China Instit ute of Atomic Energy,Beijing102413,China)

Abstract:Because t he maintain of power level in Accelerator Driven System(ADS)relys on t he neut ron source generated t hrough intensive p roton beam hitting spallation target, t he f requent beam t rip s will influence t he subcritical reactor safety of ADS.Beam t rip accident characteristics in ADS is st udied in t his paper,and t he special software2SIM2 UL IN K2ADS dedicating to ADS beam t rip accident is designed and developed.The dynamic characteristics of accelerator2driven fast neut ron breed subcritical reactor is Pre2 liminarily researched.At last t he discussion has clearly demonst rated t hat shut down of t he reactor depending on shutoff of t he beam signal will not assure automatic safety.It needs to add t he assistant protect system to enhance t he safety of ADS.

K ey w ords:Accelerator Driven System(ADS);beam t rip;subcritical;fast neut ron breed reactor;safety

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

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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———SIMUL IN K2 ADS。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)k eff值应选在0185～0198之间。当k eff=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k eff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k eff=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———SIMUL IN K2 ADS物理模型框图如图1所示

。

图1　ADS失束仿真物理模型

Fig.1　Physics model of ADS beam trip

2　SIMU L INK2ADS程序流程[8]

ADS失束事故分析软件SIMUL IN K2ADS

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SIMUL IN K2ADS仿真软件包。

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