张　洁　李明海　何　龙　杨　洋　戴　叶　蔡翔舟

1（中国科学院上海应用物理研究所　嘉定园区　上海　201800）2（中国科学院大学　北京　100049）

1 GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

张洁1,2李明海1何龙1,2杨洋1戴叶1蔡翔舟1

1（中国科学院上海应用物理研究所嘉定园区上海201800）2（中国科学院大学北京100049）

钍基熔盐堆（Thorium-based Molten Salt Reactor, TMSR）作为一种新的堆型，具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性，对其进行瞬态分析，将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案，并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中，利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟；利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态，例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性，并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态，而不触发保护系统动作。

熔盐堆，运行瞬态，RELAP5，Simulink，控制棒

中国科学院上海应用物理研究所设计了1 GW固体燃料规则球床氟盐冷却高温反应堆（简称1GW固态熔盐堆）。为进一步了解该反应堆热工水力、控制保护等方面的工作特性，开展了以下相关的研究：1） 利用RELAP5对其进行模拟，分析其热工水力行为，研究其瞬态特性［1−2］；2） 利用Simulink研究其控制逻辑，验证控制系统的有效性［3］；3） 利用实验物理及工业控制系统（Experimental Physics andIndustrial Control System, EPICS）对电子设备进行控制，研究提高系统可靠性的方法［4］。

通过这些研究，不仅增加了对反应堆运行特性的理解，对于未来即将开展的核电厂模拟机的分布式控制系统（Distributed Control System, DCS）仿真、半实物仿真等方面的研究都有重要的意义。

本文利用RELAP5进行热工水力分析，利用Simulink模拟控制棒运行，通过TCP/IP方案将这些独立程序耦合，构成仿真系统。并将该计算结果与单独的RELAP5模拟结果进行对比。

1　计算程序简介

热工模型是整个计算分析的基础。所采用的RELAP5是美国爱达荷国家工程实验室开发的、美国核管会（Nuclear Regulatory Commission, NRC）批准的用于工程审评的大型瞬态热工水力计算程序。为了应用于固态熔盐堆，已经增加了FLiBe熔盐等流体。

控制系统模型用于实现核反应堆的主要控制功能。所采用的Simulink提供了一个动态系统建模、仿真和综合分析的集成环境。采用Simulink作为其控制逻辑程序，将更有利于实现大型、复杂的核电站控制与保护系统仿真［5−7］。

利用TCP/IP方案实现这两个程序的数据传输。而且该方案有利于整合不同操作系统环境下的软件，从而达到快速部署的目的。

2　计算模型

本文采用了《1000 MW固体燃料规则球床熔盐堆初步物理设计报告》方案［8］。在该方案中，利用SCALE、MCNP （Monte Carlo N Particle Transport Code）等软件计算了其运行状态下的中子物理特性。在此基础上，分析其在初装料、满功率状态下几个典型的运行瞬态。

2.1物理模型

在该方案中，整个反应堆堆芯（包括石墨反射层）的直径为700 cm、高为700 cm。堆芯活性区如图1所示，是一个八边形棱柱，其边长分别为2.12 m和2.00 m，对边距离分别为4.96 m和5.01 m，高为4.80 m。其内部规则堆积了141层共588071个燃料球，相邻层燃料球相互接触，同层燃料球间距1 cm。燃料球的堆积因子为66.7%。

图1　堆芯1/4横截面示意图Fig.1　Schematic diagram of 1/4 cross section of core.

燃料球选用HTR-10的燃料球方案。包覆燃料颗粒为5层几何结构，包括UO2核心和4层不同密度和厚度的碳化硅和热解碳包覆层。

反应堆在初始满功率运行阶段的反应性系数分别为：燃料，−3.52 pcm·K−1；熔盐，−0.32 pcm·K−1；慢化剂，−1.99 pcm·K−1；反射层，−0.09 pcm·K−1。

2.2热工模型

一回路中FLiBe冷却盐由熔盐泵强迫驱动而流动，其与燃料球直接接触，主要作用是通过熔盐循环从堆芯带出核裂变能，并在一二回路双熔盐换热器（Intermediate Heat Exchanger, IHX）中把热量转移给二回路熔盐。二回路把从一回路转移来的热量通过熔盐氦气换热器转移给三回路的氦气，三回路的高温氦气直接推动发电机发电，实现核能到电能的转化。

在RELAP5热工模型中（图2），一回路主系统由堆芯和回路构成，回路包括冷管段、冷却剂泵、热管段、熔盐换热器等，稳压器位于回路的冷管道上，并与自动泄压系统连接；二回路除了熔盐换热器外，都以边界条件的方式进行模拟。相关参数见表1。

2.3控制棒移动方案

将控制棒分为A、B、C、D这4组，控制棒价值分别为600 pcm、525 pcm、450 pcm、375 pcm。通过重叠移动不同价值的棒组，以避免轴向功率分布形状大的扰动。插棒的原则是先插反应性价值较小的棒组，后插反应性价值较大的棒组。同理，倒过来就是提棒顺序。在模拟过程中，将多组控制棒运动距离按照叠步运动距离计算（图3），并假定同一组控制棒的反应性价值均匀分布，所引入的反应性基于此假设计算。

图2　基于RELAP5的1 GW固态熔盐堆节块图Fig.2　Overview of RELAP5 model of 1-GW TMSR-SF.

图3　控制棒组第一燃料循环的叠步移动程序图Fig.3　Step motion diagram of the control rod group in first fuel cycle.

表1　反应堆瞬态主要涉及参数Table 1　Mainly involved transient parameters of 1-GW TMSR-SF.

3　计算结果及分析

根据核反应堆运行工况分析，运行瞬态包括稳态运行和正常的启动、停堆、允许范围内的负荷变化、冷却剂系统升温升压等。根据设计要求，在运行瞬态下，运行参数与反应堆保护系统整定值之间应具有足够的裕量（表2），不应触发反应堆保护系统动作［9−10］。

基于上述要求及分析方法，我们对满功率运行的反应堆4个典型的运行瞬态进行计算分析：降低50% FP、瞬间引入50 pcm反应性、1 min内均匀引入50 pcm反应性以及熔盐换热器二回路侧熔盐温度突然降低2 K等。这里，控制棒采用5.76 m叠步位置处的状态作为初始条件。

在计算过程中，RELAP5与Simulink的数据交互频率设置为0.1 Hz。同时，进行了RELAP5单独计算热工水力与控制逻辑，并将该计算结果与耦合程序的结果进行对比。

表2　事故分析中的紧急停堆整定值Table 2　Reactor trip setpoints in accident analysis.

3.1堆芯的目标功率阶跃降低50%

堆芯满功率稳态运行工况下，将堆芯目标功率由100%阶跃降至50%（50 s位置处），各参数随时间变化的趋势见图4。在50−100 s，堆芯实际功率由100%近似线性的降低至50%附近；控制棒引入的负反应性在100 s附近达到最小值，并逐渐恢复至0；堆芯出入口温度不断降低，并最终稳定在入口826.6 K，出口874.7 K（图4中未完全显示）。由于熔盐堆一回路冷却剂工作压力较低（最高不超过几个大气压），因此未对其进行分析。另外，也没有考虑燃料球的球芯温度变化。模拟结果表明，堆芯各个物理量均能实现稳定控制。

3.2堆芯内瞬间引入50 pcm反应性

反应堆满功率稳态运行下，在10 s处瞬间引入50 pcm反应性（图5）。反应堆功率瞬间达到1.088GW，上升了约9%。出口温度也逐渐上升，较稳态时上升了0.9 K。此时，由于控制棒的动作使得反应性下降，功率、出入口温度也逐渐降低，并最终返回初始状态。

图4　目标功率降低50%，控制棒的动作及反应堆的响应（a） 核功率随时间变化曲线，（b） 反应性随时间变化曲线，（c） 控制棒位随时间变化曲线，（d） 入口温度随时间变化曲线，（e） 出口温度随时间变化曲线Fig.4　Response of reactor and control rod to a 50% FP load step change.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time,（d） Inlet temperature of coolant as function of time, （e） Outlet temperature of coolant as function of time

3.3堆芯在1 min内均匀引入50 pcm反应性

图6显示了在60 s内均匀引入了50 pcm反应性的工况。从图6中可以看到，由于控制棒的运动有一定的时间延迟（0.5 s响应时间），使得反应性增长了一段时间后，控制棒才开始动作，引入负反应性，从而抑制总反应性的增加。同样，当外部反应性停止增加后，控制棒由于时间延迟，仍然引入负反应性，使得总反应性不断降低，甚至出现负值。在整个过程中，反应性引入是在60 s内完成的，因此，其对反应堆的影响要远小于瞬间引入50 pcm反应性的工况。

图5　瞬间引入50 pcm，控制棒的动作及反应堆的响应（a） 核功率随时间变化曲线，（b） 反应性随时间变化曲线，（c） 控制棒位随时间变化曲线Fig.5　Response of reactor and control rod to a step introduction of 50 pcm reactivity.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

图6　在1 min内均匀引入50 pcm，控制棒的动作及反应堆的响应（a） 核功率随时间变化曲线，（b） 反应性随时间变化曲线，（c） 控制棒位随时间变化曲线Fig.6　Response of reactor and control rod to an introduction of 50 pcm reactivity in 1 min.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

3.4熔盐换热器的二回路侧的熔盐温度瞬间降低2 K

二回路熔盐换热器处，入口温度瞬间降低2 K。在该工况下，堆芯入口温度在30 s后，开始逐渐降低，并最终降低了1.7 K。由于一、二回路熔盐流速等因素，使得堆芯入口温度并未立即变化；而换热器换热速度等因素，使得堆芯入口温度变化缓慢。由图7可知，系统功率、反应性的变化十分小，表明了二回路熔盐换热器入口温度对堆芯功率影响较小。

在以上4个工况中，控制棒最终能够使反应堆达到稳态，表明了其可以稳定控制；同时，通过Simulink运行控制逻辑的计算结果，与利用RELAP5内置的控制逻辑计算的结果相比较，发现符合得很好，从而验证了利用Simulink处理控制逻辑的正确性。

图7　熔盐换热器二回路侧熔盐温度突然降低2 K，控制棒的动作及反应堆的响应（a） 核功率随时间变化曲线，（b） 反应性随时间变化曲线，（c） 控制棒位随时间变化曲线Fig.7　Response of reactor and control rod to a 2 K decrease in temperature in secondary loop.（a） Nuclear power as function of time, （b） Reactivity as function of time, （c） Rod insertion as function of time

4　结语

本文利用TCP/IP将RELAP5与Simulink耦合起来，并在此基础上分析了1 GW固态熔盐堆的运行瞬态工况。结果表明，依靠控制系统可使反应堆达到新的安全稳定状态，且不会触发保护系统动作。

对比了利用Simulink和RELAP5自身模拟的功率控制系统，基于两种方法的瞬态分析结果是一致的，在一定程度上表明了该方法的正确性。后续将继续利用Simulink扩展RELAP5模拟控制系统的功能，并基于此开展控制棒的半实物仿真等工作。

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Transient analysis with 1-GW solid fuel molten salt reactor

ZHANG Jie1,2LI Minghai1HE Long1,2YANG Yang1DAI Ye1CAI Xiangzhou1

1（Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China）
2（University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China）

Background: As a new type of reactor, thorium-based molten salt reactor （TMSR） has unique safety and operation characteristics. Its thermal-hydraulic features are enormously different from other reactors, thus worth doing transient analysis. Purpose: This study aims at disturbed transient analysis of TMSR for fundamental comprehension of its safety and operation characteristics. Methods: The structure and design scheme of the core of 1-GW solid fuel thorium-based molten salt reactor （TMSR-SF） have been presented. Structural emulation platform for transient analysis is proposed with the thermo-hydraulic model being developed on the basis of RELAP5, and the control system model being constructed by using the MATLAB/Simulink software. Results: The results of emulation test for operational transient, such as rapid power reduction, step load reducing, linear load reducing and temperature of secondary loop inlet reducing show that the reactor control system is effective to bring the reactor into a safe and steady state without actuation of reactor protection system. Conclusion: Analysis results show that the design satisfied the requirements of 1-GW TMSR-SF operational transient. It also indicates that the platform can perfectly simulate the variable power transient conditions.

TMSR, Transient analysis, RELAP5, Simulink, Control rod

TL362

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.100605

中国科学院战略性先导科技专项（No.XDA02010000）资助

张洁，男，1982年出生，2010年于中国科学院近代物理研究所获硕士学位，现为博士研究生，研究方向为反应堆热工水力

Supported by Science and Technology Project of Chinese Academy of Sciences （No.XDA02010000）First author: ZHANG Jie, male, born in 1982, graduated from Institute of Modern Physics, Chinese Academy of Sciences with a master’s degree in 2010,

doctoral student, focusing on thermal hydraulic calculation of reactor

2016-06-15，

2016-06-29