《Journal of Advanced Research》：Analysis of radioactive material migration with CDA bubble in a small-sized sodium-cooled fast reactor using SIMMER-AMBAC codes
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Zeren Zou|Wei Liu|Koji Morita|Yuichi ONODA|Hidemasa YAMANO•利用SIMMER-AMBAC代码模拟了放射性物质瞬时迁移现象•小型钠冷快堆中铯的去污系数被确定为3.03•钠池对铯的强大截留能力是一种与规模无关的现象引言在切尔诺
Zeren Zou|Wei Liu|Koji Morita|Yuichi ONODA|Hidemasa YAMANO
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利用SIMMER-AMBAC代码模拟了放射性物质瞬时迁移现象
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小型钠冷快堆中铯的去污系数被确定为3.03
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钠池对铯的强大截留能力是一种与规模无关的现象
引言
在切尔诺贝利和福岛核事故之后，提升核动力系统的安全性一直是最重要的任务。作为第四代核反应堆框架中的六种主要反应堆类型之一，钠冷快堆在高标准安全设计及系统评估方面不断取得进展。以往的研究涵盖了从设计基准事故到设计扩展条件以及严重事故等多层面的安全评估。在所有假设性事故分析中，核心破坏事故被视为最极端且发生概率最低的严重事故，它涉及众多物理过程，具有许多复杂的相互关联的物理现象，包括核心瞬态临界现象（Maschek等人，2018年；Suzuki等人，2015年）、热能与机械能释放的评估（Onoda等人，2017年），以及裂变产物的迁移（国际原子能机构，2022年；Zou等人，2025b年）。与核心破坏事故相关的各种热工水力现象也得到了广泛研究，比如熔融燃料与冷却剂的相互作用——在装用MOX燃料的核心中尤为明显——在功率异常升高后上层核心结构中的变化，以及随后大规模气泡在钠池中的快速膨胀现象（Onoda等人，2017年；Manchon等人，2017年；Mouly等人，2023年；Zou等人，2024年）。为了解决这些现象，过去几十年来陆续开发出了多种具备多物理场、多相态和多组分分析能力的严重事故分析代码，如SAS4A（Tentner，1985年）、SIMMER-III/SIMMER-IV（Kondo等人，2024年）以及ASTERIA-FBR（Ishizu和Watanabe，2017年），这些代码可用于模拟反应堆容器内的整个核心破坏事故序列。
在核工程领域，“源项”指的是事故发生后释放到环境中的放射性或有害物质的种类和数量。鉴于源项评估在先进反应堆设计过程中的重要性，人们专门为水冷反应堆系统开发了多种代码，包括MELCOR（Gauntt等人，2000年）、MACCS（Bixler等人，2021年）、AC2（Wielenberg等人，2019年）以及ASTEC（Van Dorsselaere等人，2009年）。由于钠冷快堆与传统第二代和第三代水冷反应堆在设计上有很大差异，比如第一回路布局的不同，以及液态钠和水在物理和物理化学性质上的差别，因此还有些专门的代码用于评估钠冷快堆在严重事故中的源项，这些代码涵盖了反应堆内的物质迁移（如ASTEC-Na（Bandini等人，2018年）和ACTOR（Inoue等人，2011年））以及反应堆外的物质迁移（如CONTAIN-LMR（Miyahara等人，2015年）），而MELCOR也被改进为可同时用于处理钠冷快堆相关领域的源项问题（Wagner等人，2023年）。
目前，关于钠冷快堆在严重事故后源项评估的研究还比较有限（Bixler等人，2021年；Gauntt等人，2000年；Van Dorsselaere等人，2009年；Wielenberg等人，2019年），尤其是在涵盖从功率异常升高到核心破坏、气泡形成以及裂变产物迁移这一完整过程的系统性评估方面。例如，阿贡国家实验室就基于多代码框架进行了综合评估（Grabaskas等人，2016年），他们结合使用了SAS4A（Tentner，1985年）、HSC Chemistry 8（Outotec，2014年）、自行开发的气泡模型、简化的反应堆外放射性核素传输模型以及MACCS（Bixler等人，2021年），对钠冷快堆在受保护流量损失以及无保护瞬态过载事故期间的放射性核素传输进行了试算。这项系统性研究追踪了放射性核素从失效的燃料棒和包壳中释放出来到最终扩散到厂外的整个迁移过程。此外，日本核监管机构也通过结合AZORES（Okawa等人，2019年）、ASTERIA-FBR（Ishizu和Watanabe，2017年）以及ACTOR（Inoue等人，2011年）这些代码，对钠冷快堆的源项进行了类似的系统性评估。不过，正如国际原子能机构发起的一项协同研究项目所指出的（国际原子能机构，2022年），为了对钠冷快堆核心破坏事故中的裂变产物进行更真实的建模评估，应将源项分为瞬时源项和长期（或延迟）源项两种。瞬时源项指的是由于大尺寸气泡的快速膨胀而在初始能量释放后释放出的裂变产物，其时间尺度通常为几百毫秒，如图1所示。
虽然上述严重事故分析代码完全能够模拟核心破坏事故条件下的中子学和热工水力瞬态现象，但它们目前还没有将裂变产物的行为与物理模型相结合。在现有的机制性评估中，很少有研究将裂变产物的传输与钠池中核心破坏事故气泡的动态膨胀过程相联系。因此，为了解决这个问题，2024年人们开发了AMBAC代码（这是一种用于分析与核心破坏事故气泡相关的气溶胶迁移行为的机制性分析代码）（Zou等人，2025a年），该代码可以将核心破坏事故气泡的动力学过程与裂变产物的迁移过程有机结合，尤其适用于分析瞬时源项的迁移情况。2025年，人们又将AMBAC代码与SIMMER-III代码相结合，针对印度的一座1250兆瓦热的液态钠冷池式快堆——即作为参考对象的钠冷快堆——在核心破坏事故条件下对瞬时源项的迁移进行了简化评估（Zou等人，2025b年）。基于这一成功经验，本研究旨在通过结合AMBAC代码和SIMMER-IV代码，对另一座功率为100兆瓦热级的小型循环式钠冷快堆在核心破坏事故条件下的铯这种典型裂变产物的反应堆内迁移情况进行简化评估，这座快堆的设计特点与小型钠冷快堆类似（Tagami和Tobita，2024年）。
章节要点
SIMMER-IV代码简介
SIMMER-IV（Kondo等人，2024年）是一款功能完备的三维代码，它将时空依赖性的中子学计算与欧拉流体动力学相结合，专为模拟快堆在严重事故中的核心材料运动过程而开发。它的流体动力学模块包含了七种能量形式——涵盖燃料、不锈钢以及钠的液相、固相和气相——并且采用了多速度场建模方法。这个多相系统可以实现质量与能量的交换
核心破坏事故期间反应堆内的铯迁移
切尔诺贝利和福岛的灾难性事故凸显出挥发性放射性核素所带来的严重环境风险（Koo等人，2014年；Schwantes等人，2012年），尤其是131I和137Cs。其中，137Cs由于其30年的较长半衰期，是对生物圈危害最大的核素。与它在水中较低的溶解度不同（Koo等人，2014年），铯在液态钠中具有很高的混溶性，因为它们都属于碱金属（Miyahara等人，2011年；Sagawa等人，1973年）。
敏感性分析
第3.3节中模拟的互溶场景所使用的铯和钠的E/C系数，与第3.2节中模拟的不互溶场景所用的系数相同。如之前的计算所示，在初始气泡膨胀阶段，液态铯的吸收主要受到大量夹带在气泡中的钠滴的捕获作用的影响。而到了后期，铯吸收的上限则由铯蒸气的凝结决定。因此，
对比分析与机制解释
在互溶情况下，最终被输送到覆盖气体中的有效铯的比例大约为33%，由此得出的铯的稀释因子为3.03。表3对比了当前这款小型反应堆与1250兆瓦热的PFBR——一款中型钠冷快堆——在互溶条件下的铯迁移结果（Zou等人，2025b年）。在PFBR的情况下，释放出的铯的初始质量为15.6千克，而最终到达外的铯蒸气以及铯钠混合滴的质量则为
结论与展望
在本研究中，我们利用AMBAC代码分析了当前这款小型钠冷快堆在核心破坏事故条件下的反应堆内铯迁移情况，所使用的边界条件则是来自SIMMER-IV代码的核心排放数据。对于不互溶的情况，气泡内部各组分的态参数以及宏观气泡的动力学行为与SIMMER代码的计算结果高度一致，这为铯的迁移路径提供了可靠的依据。最后，大致上
CRediT作者贡献说明
Hidemasa YAMANO：撰写——审阅与编辑，指导，资金获取，概念构思。Koji Morita：撰写——审阅与编辑，指导，方法论，资金获取，概念构思。Yuichi ONODA：软件开发，方法论，实验研究。Zeren Zou：撰写——初稿撰写，验证，软件开发，方法论，实验研究。Liu Wei：指导，方法论，实验研究
未引用参考文献
Kocamustafaogullari和Chan，1983年；Morita等人，1998年；日本原子能机构，2023年。
利益冲突声明
? 作者声明自己不存在任何可能影响本文研究结果的已知利益冲突或个人关系。
致谢
本文的研究成果源于“快速反应堆示范项目技术发展计划”，该计划是由经济产业省委托给日本原子能机构实施的，项目编号为JPMT007143。
