發(fā)布時間：2018-04-24 19:12

  本文選題：鉛基堆 + 假想堆芯解體事故��； 參考：《中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)》2017年博士論文

【摘要】：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 Accident,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(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(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全理念,并借鑒鈉冷快堆的先進(jìn)經(jīng)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(shè)計擴(kuò)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(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基研究實(shí)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(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�,本文還給出了未來一種開展鉛基堆HCDA實(shí)驗研究的思路。(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實(shí)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(hù)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(hù)超功率導(dǎo)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(jìn)程均影響顯著。兩種堆型皆可通過對設(shè)計參數(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。本文的研究成果不僅為鉛基研究實(shí)驗堆實(shí)現(xiàn)消除重返臨界的安全目標(biāo)提供了重要依據(jù);同時還完善了鉛基堆嚴(yán)重事故現(xiàn)象學(xué)知識,對未來大型商用鉛基堆的安全設(shè)計具有重要的借鑒意義。
[Abstract]:Lead based reactor (PBR) is an important candidate for the fourth generation nuclear energy system and accelerator driven subcritical system. As with other fast neutron reactors, the rearrangement of the core material after the melting of the core may lead to a sharp increase in reactivity because the core arrangement of the lead based reactor is not the largest in the normal operation of the reactor, and the rearrangement of the material after the core melting may lead to a sharp increase in reactivity. The huge energy released during the process may cause the core to break up. In order to ensure that lead based reactor can contain radioactive material and protect people and environment from radiation, it is necessary to study the hypothetical core break-up accident (Hypothetical Core Disruptive/Disassembly accident). However, the international research on lead based reactor (HCDA) is still in its infancy, and the position of HCDA analysis in the safety evaluation of lead based reactor and the safety goal to be achieved are not clear. There is also a lack of understanding of HCDA related physical phenomena and accident evolution in lead based reactors. In this paper, the lead based experimental reactor in China is taken as the research object. In view of the problems existing in the study of the HCDA accident of the lead-based reactor mentioned above, the safety research and exploration are carried out on many scales, from the macroscopic evaluation method to the microscopic accident phenomenon mechanism. The specific work is as follows: (1) based on the latest nuclear safety concept after the Fukushima accident, and drawing on the advanced experience of the sodium cold fast reactor, an evaluation method suitable for the lead based reactor (HCDA) is established, and it is proposed that the HCDA be treated as the "design extended condition" of the lead based reactor. At the same time, the requirements of deterministic theory and probability theory for eliminating the re-entry criticality are clarified, and the position of HCDA research in the safety evaluation and the safety objectives to be achieved are expounded for the first time. It is further pointed out that the HCDA accident analysis of lead based reactor should adopt the methods of phenomenology, mechanics, probability theory and so on, which provides a methodological basis for the analysis of the following chapters. 2) the accident analysis method based on "phenomenology". The main physical phenomena in the HCDA process of lead based experimental reactor were simulated by NTC-2D program. The unique thermohydraulic phenomenon of lead based reactor under HCDA accident is found: the core melt can migrate out of the core, thus it has the potential to eliminate the re-entry criticality, but the melting cladding will solidify during the migration and lead to the blockage of the core runner. The resulting molten pool will be stratified and lead to the accumulation of molten fuel. These two behaviors may lead to the deterioration of the accident and need special attention. Based on this, this paper also gives a method of accident analysis based on "mechanical theory", which is the train of thought of carrying out the HCDA experimental research of lead based reactor in the future. The accident analysis model of lead-based experimental reactor (including critical reactor and subcritical reactor) was established by using NTC-2D program. The transient process and influencing factors of two types of reactor under HCDA with two typical accidents (unprotected transient superpower and fuel assembly instantaneous complete plugging) are discussed. It is found that the subcritical reactor is more secure than the critical reactor, and no unprotected superpower HCDAs occur. The fuel porosity has a significant effect on the HCDA accident process of the fuel assembly when the transient flow blocking accident occurs. Both types of reactor can float and cool the core melt by selecting the design parameters (including fuel porosity, coolant driving form, etc.), without the need of additional engineering measures. The research results in this paper not only provide an important basis for the realization of the safety goal of eliminating the re-entry criticality, but also improve the phenomenological knowledge of the serious accidents in the lead-based reactor. It has important reference significance for the safety design of large commercial lead based reactor in the future.
【學(xué)位授予單位】：中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)
【學(xué)位級別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號】：TL364.4

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本文編號：1797868