房 鵬 楊永偉 趙澤龍
1(中國(guó)科學(xué)院近代物理研究所 蘭州 730000)
2(中國(guó)科學(xué)院大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院 北京 100049)
快堆(Fast Reactor)具有可增殖核燃料、嬗變長(zhǎng)壽命放射性廢物等方面的優(yōu)勢(shì)。快堆消耗的是豐度高、不易裂變的238U。研究證明,相比壓水堆的0.5%~1%的利用率,功率較大的快堆可以將天然鈾利用率達(dá)到60%~70%[1],同時(shí)還能嬗變錒系核素,減少污染物質(zhì)的排放。快堆是可持續(xù)發(fā)展中重要的堆型,快堆的安全問題是核能發(fā)展中的重要問題,因此對(duì)于快堆來(lái)說(shuō)安全問題的研究分析有實(shí)際工程意義。
在核反應(yīng)堆安全事故分析中,構(gòu)建精確的回路模型,就要求解大量的物理現(xiàn)象的偏微分方程組,會(huì)花費(fèi)大量時(shí)間和費(fèi)用,而且對(duì)于問題的初步分析和工作人員的監(jiān)督性分析是不方便的。如果想得到初步性的分析結(jié)果,或是事故過(guò)程中各種物理現(xiàn)象的變化圖像,集總參數(shù)法往往能提供足夠精確的答案[2]。快堆分為回路式與池式,池式快堆相比回路式具有冷卻劑喪失率低、冷池?zé)釕T性大、緩解事故能力強(qiáng)、結(jié)構(gòu)安全等優(yōu)點(diǎn),因此池式堆應(yīng)用更廣泛[3]。本文以池式快堆(Pool-type Fast Reactor)建立集總參數(shù)模型并進(jìn)行無(wú)保護(hù)失流事故的模擬與分析,不同于其他反應(yīng)堆集總參數(shù)模型,本文建立了完整的反應(yīng)堆一回路模型并計(jì)算回路中堆芯與中間換熱器(Intermediate Heat eXchanger,IHX)的物理過(guò)程,并將結(jié)果與實(shí)驗(yàn)和其他機(jī)構(gòu)計(jì)算值進(jìn)行比對(duì),驗(yàn)證了集總參數(shù)法在池式鈉冷快堆無(wú)保護(hù)失流事故安全分析中的可行性。