基于瞬态基准实验的CAACS程序验证

于 淼，刘国明，霍小东，易 璇，杨海峰，邵 增

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

基于瞬态基准实验的CAACS程序验证

于 淼，刘国明，霍小东，易 璇，杨海峰，邵 增

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

核临界安全是核工业发展的特殊安全问题，其中临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。CAACS程序是自主开发的圆柱形溶液系统临界事故分析程序，可以实现计算临界事故的裂变次数，裂变功率、温度随时间的变化等功能。为了验证自主开发的CAACS程序，本文利用瞬态基准实验对程序进行验证，并于其他程序作了对比。结果表明：CAACS程序的计算结果与实验测量值符合较好，与国外同类程序具有相当的技术水平和精度，可为后处理厂建设提供事故分析的技术手段，为后续的临界瞬态研究奠定基础。。

CAACS；溶液系统；临界事故；程序验证；瞬态基准实验

核临界安全是核工业发展的特殊安全问题，而临界事故一旦发生，会在很短的时间内发生大量的裂变反应，系统将产生出巨大的热量。同时大量的裂变反应会产生密集的中子、伽马射线和裂变气体的释放。在裂变产物的作用下，系统也会产生一定量的辐解气体。系统的升温和辐解气体的产生也会带来反应性负反馈，对临界事故的发展产生进一步的影响。因此临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。CAACS(Criticality Accident Analysis Code for Solution)是自主研发的、针对圆柱溶液系统的临界事故模拟与分析的动力学程序。本文基于临界瞬态基准实验对CAACS程序进行测试验证，并与国际上同类程序进行比较。

1 CAACS简介

CAACS以点堆动力学方程为基础，建立中子瞬态变化的临界事故物理模型，并同时考虑热工水力的反馈效应，实现了计算临界事故的裂变次数，裂变功率、温度随时间的变化等功能。程序的流程图如图1所示。程序各模块的理论模型详见文献[1]。

图1 CAACS程序流程图Fig.1 Flow Chart of the Code CAACS

CAACS(见图1)可实现模拟不同形式的反应性的加入，如阶跃的反应性加入，线性的反应性加入。CAACS临界事故分析程序的计算需要的初始化参数，如中子动力学参数(反应性，中子寿命，缓发中子常数，缓发中子先驱核衰变常数等)和反应性反馈系数(温度的反应性反馈系数，空泡的反应性反馈系数等)，需要使用离散纵标程序(SN)或蒙特卡罗程序对系统的溶液液位、密度、Doppler效应、空泡分布、空泡大小等多个参数进行敏感性分析得到[2]。

2 验证实验介绍

一般来说，在临界事故中第一个裂变峰释放的能量是最多的。第一个裂变峰决定了事故的直接后果，如爆炸破坏和紧急撤退前人员受到的辐射剂量。而总的裂变次数则代表了事故产生的总剂量，决定了事故对环境等造成的影响。因此验证过程中，最关注的两个参数是第一功率峰裂变次数和总裂变次数。

2.1 实验装置

我国尚未建立专用于研究临界事故的临界瞬态实验装置，OECD/NEA的专家组对国际上同类程序的互校是在日本TRACY瞬态实验、法国SILENE瞬态实验上开展的[1]。这两个系列的实验中既包含低富集度系统又包含高富集度系统，既包含缓发临界，又包含瞬发临界瞬变的实例。因此本文也使用这两个实验装置的瞬态实验进行验证计算。

TRACY：实验引入的反应性为0.25$～2.96$。燃料溶液中铀的富集度为9.98wt%，最大铀浓度500gU/L，实际的铀浓度在375～433 gU/L之间，而硝酸的摩尔浓度为0.6～0.9N[3，4]。本文中对该装置的18组瞬态实验进行了验证计算，其中5组为互校实验。

SILENE：铀浓度为69.9～71.5gU/L，富集度达92.7wt%，引入的反应性为0.03$～2.96$，硝酸的摩尔浓度为2.0N[3,5]。本文中对该装置的21组瞬态实验进行了验证计算，其中3组为互校实验。

2.2 对比程序

本文将8组瞬态基准实验的验证结果与四个国际上的同类程序验证结果做比对分析，以评价CAACS程序的准确性、可靠性。

其中涉及的对比程序包括AGNES(2002), CRITEX(1984), INCTAC(2003)和TRACE(1998)。涉及互校实验中4组为缓发临界实验，4组为瞬发临界实验。TRACY的5组实验是低浓度铀实验，SILENE的3组实验是高浓度铀实验。

3 验证结果与分析

3.1 CAACS的计算结果

CAACS程序可得到临界事故的反应性、倒周期、溶液温度和裂变功率等参数随时间的变化，还可得到最大倒周期、功率峰时间、功率峰值、释放总能量、溶液最终温度和气体释放时间等参数。图2为TRACY-R100实验中CAACS计算与实验测量的功率和时间变化对比图。CAACS的计算很好的重现了在溶液的初始冷却下功率逐渐增大并在203s上升至峰值的过程。溶液温度在此过程中迅速上升，形成负反馈。在此作用下功率下降并随着时间的推移趋势趋于平缓，温度也随之趋于平缓。

图2 CAACS的计算结果示例Fig.2 Example of the Calculated Results of CAACS(a) 功率；(b) 溶液温度

3.2 瞬态基准实验验证结果

为了验证CAACS的可靠性和准确性，对TRACY实验装置的18组瞬态实验和SILENE实验装置的21组瞬态基准实验进行验证计算。通过计算和对比分析，CAACS较好地重现了临界瞬态主要特性，也就是功率升高到一个峰值，然后功率开始下降，直到趋近一个长期稳定的低值，并重现了一些实验中的功率振荡现象。表1中列出了每组实验的实验号、引入反应性和最重要的两个参数：功率峰值和总能量的计算结果与实验值的比值(C/E)。

溶液系统中铀浓度、富集度、反应性大小、溶液系统尺寸等各参数变化时，CAACS程序均有很好的适应性，不会因为上述参数的变化导致计算结果的不可靠，因此CAACS程序具备较好的可靠性。39组瞬态基准实验结果表明，CAACS重要参数的计算结果和实验测量值符合较好。

3.3 同类程序比较

OECD/NEA组织利用其中的8组瞬态基准实验对对四个国际上的同类程序进行了对比分析[3]，本文将CAACS对这8组基准实验的计算结果也列入其中进行比较，见表2。表中依次列出的是实验测量值和四个对比程序计算值与实验值的比值(C/E)、CAACS计算值与实验值的比值(C/E)。通过对比，CAACS大部分的计算值与测量参数一致，误差基本在20%以内，与国外同类程序具有相当的技术水平和精度。

表1 瞬态基准实验验证结果Table 1 The Verification Results of Transient Benchmark

表2 程序验证结果互校Table 2 Comparison of the Calculated Results of Codes

4 结论

本文合理选择用以验证CAACS程序的瞬态实验，并与四个国际同类程序的计算结果和实验测量值进行比较。通过验证计算和对比分析，CAACS较好地重现了临界瞬态主要特性，大部分的计算值与测量参数一致，误差基本在20%以内，与国外同类程序具有相当的技术水平和精度，并具有一定的可靠性。CAACS可为后处理厂建设提供事故分析的技术手段，为后续的临界瞬态研究奠定基础。

[1] 于淼，霍小东，刘国明，等. 圆柱形溶液系统临界事故分析程序研制与验证[J]. 核动力工程，2014，35S2：170-172.

[2] 于淼，刘国明，邵增，等. 溶液系统临界事故温度反馈与空泡反馈敏感性分析[J]. 核科学与工程，2014，34(增刊)：395-399.

[3] Miyoshi Y, Yamane Y, Okubo K, et al. Inter-code Comparison Exercise for Criticality Excursion Analysis[C]. NEA, 2009.

[4] Nakajima K, Yamane Y, Ogawa K, et al.; TRACY Transient Experiment Databook. 1). Pulse Withdrawal Experiment[J]. Nippon Genshiryoku Kenkyujo JAERI, Data, Code, 2002: 162P.

[5] Barbry F. SILENE reactor: results of selected typical experiments[J]. CEA Report SRSC, 1994 (223): 4-0.2.

VerificationofCAACSBasedonTransientBenchmark

YUMiao,LIUGuo-ming,HUOXiao-dong,YIXuan,YANGHai-feng,SHAOZeng

(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd, Beijing 100840, China)

Nuclear criticality safety is a special security problem during the development of nuclear industry, among which analysis and evaluation of criticality accident has important academic and practical significance. CAACS program is a criticality accident analysis program for cylindrical solution system. The program could calculate the number of fission, fission power, temperature changes with time of the criticality accident and so on. In order to verify the CAACS program, this paper uses the transient benchmark experiments to do the verification, and then compares it with other similar foreign programs. The results showed that: the calculated results of CAACS is in good agreement with the experimental measurements. CAACS is of coequal technical level and accuracy with similar foreign programs, which provides the technical means of accident analysis for the transformation and construction of subsequent commercial fuel reprocessing plants plant, and lays the foundation for subsequent critical transient studies.

CAACS; Solution system；Criticality accident；Code verification；Transient benchmark

2016-04-11

于 淼(1988—)，女，满族，辽宁瓦房店人，助理工程师，硕士，现主要从事反应堆物理工作

TL24

A

0258-0918(2017)06-1066-05