鉛基研究實驗堆假想堆芯解體事故分析研究.pdf

1、鉛基反應堆（以下簡稱鉛基堆）是第四代核能系統(tǒng)與加速器驅動次臨界系統(tǒng)的重要候選堆型。與其他快中子反應堆一樣，由于鉛基堆在正常運行時堆芯布置不是使Keff為最大的，堆芯熔化后材料的重新布置，有可能導致反應性急劇增加，期間釋放出的巨大能量可能會造成堆芯解體。為確保鉛基堆在嚴重事故下能夠包容放射性物質從而使人和環(huán)境免受輻射危害，對其進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中占據的地位以及所要達到的安全目標等尚不明確，對鉛基堆HCDA相關物理現(xiàn)象及事故演化過程的認識也十分匱乏。
　　本文以中國鉛基研究實驗堆為研究對象，針對上述鉛基堆HCDA事故研究存在的問題，從宏觀的評價方法到微觀的事故現(xiàn)象機理，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經驗，建立了一個適用于鉛基堆HCDA的評價方法，提出了把HCDA作為鉛基堆的“設計擴展工況”來處理，同時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研究在安全評價中所處的地位以及所需達到的安全目標，并進一步指出鉛基堆HCDA事故分析需采用現(xiàn)象學、機械論、概率論等相結合的分析方法，為后續(xù)章節(jié)的分析提供了方法論基礎。
　　(2)基于“現(xiàn)象學”的事故分析方法，借助NTC-2D程序對鉛基研

4、究實驗堆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致堆芯流道堵塞、最終形成的熔池會發(fā)生組份分層導致熔融燃料的聚集，這兩種行為可能使事故朝惡化方向發(fā)展，需要特別關注?；诖耍疚倪€給出了未來一種開展鉛基堆HCDA實驗研究的思路。
　　(3)基于“機械論”的事故分析方法，利用NTC-2D程序建立了鉛基研究

5、實驗堆（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（無保護瞬態(tài)超功率與燃料組件瞬時全堵）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)生無保護超功率導致的HCDA。在發(fā)生燃料組件瞬時堵流事故時，燃料孔隙率對兩者的HCDA事故進程均影響顯著。兩種堆型皆可通過對設計參數(shù)（包括燃料孔隙率、冷卻劑的驅動形式等）的選取實現(xiàn)堆芯熔融物的漂浮并且冷卻，而不需要額外的工程措施。