确定200千瓦水基均相反应器操作稳定性的关键因素

《Annals of Nuclear Energy》：Identification of key determinants for operational stability in a 200 kW aqueous homogeneous reactor

　　

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  首次将时不变全局敏感性分析（GSA）应用于AHR事故瞬态过程，系统地量化了24个不确定性参数。
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  在分析反射层冷却剂泄漏事故时，十个参数的总敏感性贡献超过93%。
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  建立了一个三指标稳定性标准（最大功率、平均温度和局部温度）用于工程安全评估。

引言

医疗同位素，如钼-99（⁹⁹Mo）、锝-99m（^99mTc）、碘-131（¹³¹I）和锶-89（⁸⁹Sr），对各种诊断和治疗程序至关重要。历史上，它们的生产主要依赖于两种方法：固体靶材的辐照和离子加速器的辐照。通过离子加速器生产这些医疗同位素的方法仍处于研究和开发阶段，尚未实现商业化。这些传统技术一直是全球同位素生产的基石（Duan等人，2023年）。然而，近年来出现了一个令人担忧的趋势：对医疗同位素的需求不断增加，而生产能力却显著下降。这种差异促使全球采取措施加强医疗同位素生产设施，以缩小供应缺口（Troyer和Schenter，2009年）。

AHR是一种使用可溶性裂变盐水溶液作为燃料介质的核反应堆。这项技术起源于20世纪40年代，其核心特点是使用液态燃料基质，并在燃料组合物中均匀混合减速剂，与当代核能应用中常见的固体燃料反应堆形成鲜明对比。专门用于生产医疗同位素的AHR被称为医疗同位素生产反应堆（MIPRs）（Buchan等人，2012年）。根据运行特点，这些反应堆可以分为两种主要类型：自裂变反应堆和加速器驱动反应堆。前者以水煮沸反应堆为例，后者则以加速器驱动的亚临界铀溶液系统为代表（Putra等人，2023年）。值得注意的是，使用硝酸铀酸盐水溶液作为燃料的水煮沸反应堆在同位素生产方面具有多项优势，包括经济效率、较低的临界质量、固有的被动安全特性以及简化的燃料处理流程（Pérez等人，2019年）。

硝酸铀酸作为水煮沸型AHR的燃料，在裂变过程中会产生特定的物理现象。裂变反应产生的气体包括氢气（H₂）、氧气（O₂）、氮气（N₂）和氮氧化物（NO_x）。这些气体产物可能引发多种运行不稳定性，如溶液液位波动、功率分布变化和多相流行为。同时，还会观察到溶质浓度的变化，包括稀释和浓缩过程以及沉淀反应。这些现象以复杂的方式相互作用，对反应堆的中子场和流体场产生显著影响（Souto和Kimpland，2004年）。AHR的固有特性为稳态和瞬态运行场景的计算带来了相当大的不确定性，从而影响了反应堆的稳定性和可靠性。现有的不确定性可能导致燃料浪费、经济效益低下，在极端情况下还可能产生过量氢气，甚至引发氢气爆炸（Duan等人，2023年）。

对于AHR的设计来说，主要的安全标准是保持溶液温度、运行压力和氢气浓度在规定的范围内，这些条件都取决于反应堆的运行功率和温度（Khodadadi和Ayoobian，2020年）。为了确保反应堆的运行稳定性和可靠性，必须识别并控制对运行功率和温度影响最大的参数。然而，全面分析必须超越稳态条件，涵盖溶液功率和温度发生显著变化的瞬态场景，例如假设的事故场景。

这项研究是在一个200千瓦的AHR上进行的，该反应堆被称为‘YTD’，由中国核动力研究院（NPIC）正在建设中。目的是确定对功率和温度有重大影响的关键参数——这些参数是AHR运行稳定性和可靠性的关键决定因素。因此，本研究调查了一种假设的事故场景，即反应堆容器内的冷却线圈破裂，导致水涌入并形成中子反射层。然后应用时不变全局敏感性分析（GSA）来系统地量化关键设计参数对瞬态过程中溶液峰值功率、最大局部温度和平均温度的影响。本研究的结果旨在为识别AHR中的关键现象提供定量依据，从而为后续的反应堆系统设计、代码优化以及计算模型的开发和验证提供信息。

章节摘录

用于医疗同位素生产的AHR的发展

使用硝酸铀酸作为核燃料的AHR的概念起源于20世纪40年代，当时大约建造了30座此类反应堆（Buchan等人，2012年；Jandaghian等人，2024年）。这些反应堆主要用于实验研究，如中子活化分析、中子成像等，而不是用于同位素生产。此后，大多数这些反应堆已经退役。

YTD设计描述

YTD是由NPIC独立开发的实验性AHR，使用硝酸铀酸水溶液作为核燃料。其设计使用寿命为五十年，额定功率为200千瓦，连续运行周期为72小时。在正常运行条件下，反应堆最初装载120升燃料溶液，运行压力范围为0.1至0.3兆帕。经过相关安全机构的主要安全评估后，

应用

由于线圈中的流动阻力较大，入口和出口压力分别约为2.0兆帕和0.7兆帕，而核心燃料溶液压力为0.3兆帕。为了阐明对运行瞬态有重大影响的YTD关键设计参数，本节对一个假设场景进行了分析。在这个场景中，YTD的冷却线圈在反应堆容器内发生破裂，

结论与未来工作

本研究旨在探讨严重影响AHR运行稳定性和可靠性的参数。首先，确定了三个关键参数——峰值功率、最大局部温度和最大平均温度——作为反应堆运行稳定性的指标。随后，针对YTD反应堆容器内冷却线圈破裂的具体场景进行了时不变敏感性分析。

利益冲突声明

作者声明他们没有已知的可能会影响本文所述工作的财务利益或个人关系。

致谢

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