热管冷却反应堆系统研究进展和挑战

热管是一种高效的非能动热量传递元件,热管冷却反应堆核动力系统在多场景特种应用领域具备独特优势。本文概述了热管冷却反应堆特种核动力系统发展情况。首先介绍了热管冷却反应堆概念提出以及在海陆空天等领域的应用场景分析,同时总结了国内外典型堆型的发展现状。其次探讨了当前热管冷却反应堆面临的关键技术挑战,包括高性能材料研究、高性能热管研制、高效能量转换技术研究、设计分析技术研究。最后对未来发展趋势进行了分析和展望,强调了整体系统一体化研制、发电器件特性研究以及智能自主控制技术在热管冷却反应堆领域的重要性。本文的系统性总结将推动热管冷却反应堆技术的进一步发展,为未来特种核动力系统的应用提供重要支持。

核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

高温气冷堆热态功能试验中一回路加热动态特性研究

高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风机三维数值模型,并通过示范工程加热试验值验证了模型的可靠性,并获得了一回路加热过程中温度场动态特性。为了解决高温气冷堆示范工程一回路首次加热效率低的问题,提出了将辅助蒸汽通入到蒸汽发生器,并动态调整辅助蒸汽运行参数来加热一回路氦气的方法,结果表明:相较于主氦风机单独加热方式,外加辅助蒸汽热源可节省加热时间约31.3 h,同时可将堆芯最终平衡温度由250℃提高至265℃;在满足运行准则的前提下,更有利于碳砖和石墨堆内构件的除湿。该研究结果为高温气冷堆一回路热试提供了有力支持。

高温钠热管启动传热振荡及热疲劳安全分析

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,呈现不同振荡特征;热流密度提升时振幅下降,周期缩短;振荡发生时,若输入功率骤降,波形将从锯齿状转变为梯形状;在水平工况中,传热振荡被明显抑制。热管在堆内发生传热振荡时,应力风险区为热管蒸发段内壁中部;异相振荡时相较同相振荡工况应力均值升高,振幅下降,疲劳损伤减轻;当安全因子K低于1.4时热管不存在疲劳失效风险,K达1.4以上后损伤逐渐显著;其中同相工况疲劳损伤最严重,K=1.6时管壁材料疲劳寿命已降低至3.29年。本研究对高温钠热管传热振荡的机理分析及完善热管可靠性评估具有重要意义。

池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进行了验证计算,在此基础上,针对欧洲先进铅冷示范堆ALFRED的设计方案分别开展了热态满功率稳态校核计算和假想无保护蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故瞬态模拟,重点关注了SGTR事故后铅池内多相流动过程以及包壳最高温度、燃料最高温度、堆芯相对功率以及主容器压力等参数的演变,并分析了断管数量、铅冷却剂循环路径以及所采用的机理模型等影响因素对ACENA程序计算结果的影响。本文研究结果表明,Ishii-Chawla-Suzuki相间曳力系数模型结合Ishii等提出的相间界面面积浓度输运模型能够较好地模拟圆形/环形铅铋流道中上升气泡的扩散迁移特性;通过对KYLIN-Ⅱ-S实验的模拟说明ACENA程序能够较为合理地预测熔融铅基合金-水相互作用过程中,铅池内压力波动和温度瞬变等现象;ACENA程序对ALFRED堆稳态满功率下关键热工参数的计算结果与国际认可的一维系统程序TRACE/FRED的计算结果基本一致,证明了ACENA程序全堆级计算结果的可靠性;对ALFRED堆假想SGTR事故的计算验证了ACENA程序对铅冷快堆SGTR事故下复杂多组分多相流动现象的模拟能立,且计算结果表明合理设计一次侧冷却剂循环路径、尽可能降低管道破损数量均对消减铅冷快堆SGTR事故后果具有重要意义。本工作可为我国池式铅冷快堆SGTR事故安全分析提供技术参考。

压水堆棒状燃料氧化与吸氢模型开发及验证

核反应堆长期运行过程中,锆合金包壳与冷却水接触会发生氧化反应、吸氢脆化行为,使包壳的导热性能和力学性能恶化,威胁燃料元件的安全特性。因此,开展棒状燃料氧化与吸氢行为研究具有重要意义。本文实现了MOOSE-BEEs燃料性能分析程序中压水堆棒状燃料堆内腐蚀计算模型的开发,主要包括氧化腐蚀模型和吸氢腐蚀模型。基于相关的实验数据和BISON程序计算结果,对氧化腐蚀、氢扩散、氢析出等单个模型及耦合模型开展了验证。验证结果表明BEEs的模拟结果与实验数据和BISON程序吻合较好,说明BEEs能够准确模拟燃料棒的氧化与吸氢行为。

板状燃料富集度对燃料性能的影响研究

核燃料的富集度对燃料性能有着重要的影响。为探究燃料富集度对U3Si2-Al板状燃料性能的影响,本研究基于BEEs-Plates/OpenMC/ZEBRA耦合程序,针对15%、20%和25%富集度的组件开展了中子物理-热工水力-燃料性能耦合计算,并分析了组件平均燃耗达125.71 GWd·tU^(-1)时的中子物理参数和燃料性能参数。计算结果表明,燃料组件富集度越高,其体积应变、蠕变应变和塑性应变越大。对中子物理参数的分析结果表明,25%富集度的组件功率密度比15%富集度的组件高出约18%,且富集度越高的组件最大燃耗也越大。对燃料性能参数的分析结果表明,25%富集度的组件塑性应变比15%富集度的组件最大高约40%,说明富集度越高的组件越容易发生失效。

热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

激光惯性约束聚变堆包层能量沉积特性

参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗程序OpenMC和自编程换热模型对包层模型结构、冷却和产氚进行计算。研究结果表明,核热耦合模型能够完成对包层的初步计算分析,周期性的瞬态载荷会引起第一壁面温度的振荡,但包层内部的温度最终会收敛到稳态计算结果。堆腔尺寸对于降低温度以及震荡效果明显,但仍需氙展平辐射功率峰。包层产氚和能量导出同时受到堆腔尺寸和增殖区的影响,在200 MW工况下,3 m半径和0.25 m增殖区尺寸计算结果最能满足需求。

基于有限元方法的液态金属子通道程序开发与验证

液态金属冷却快堆因其核燃料增殖以及核废料嬗变能力而备受关注,为满足我国液态金属快堆的设计建设需求,本文基于多物理场耦合平台MOOSE开发了适用于液态金属冷却快堆的子通道分析程序FLARE,并与东芝(Toshiba)37棒束实验数据、KNS 37棒束实验数据以及欧洲铅冷快堆ALFRED设计限值进行了对比验证。本程序计算结果与Toshiba实验值和KNS实验值符合良好,并在ALFRED的计算中与同类程序SACOS-LMR结果相当,初步验证了本程序具备对液态金属快堆组件内关键参数进行准确计算的能力。本程序能为液态金属快堆组件的热工水力分析提供有效的设计与分析工具。

熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究

钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此,采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析,验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明:程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热,且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。

液态金属冷却快堆子通道分析软件SACOS-LMR研发与工程应用

子通道分析方法是反应堆堆芯设计和热工水力分析的重要手段之一,对于我国提出的压水堆-快堆-聚变堆三步走核能发展战略,开发适用于液态金属冷却快堆热工安全分析的子通道分析程序具有重要意义。本文基于西安交通大学热工水力研究室自主开发的压水堆子通道程序SACOS,通过添加液态金属快堆特有的模型,如绕丝模型、盒间流模型、液态金属对流换热模型等,扩展至适用于液态金属快堆的子通道分析程序SACOS-LMR,该程序具备对液态金属快堆组件开展稳态和瞬态热工水力分析的功能。结合卡尔斯鲁厄开展的37棒钠冷瞬态实验,完成了SACOS-LMR程序的瞬态功能验证。基于验证后的SACOS-LMR程序,对欧洲铅冷快堆(ALFRED)堆芯开展了稳态工况和瞬态事故工况下的热工安全特性分析,计算结果合理,且与同类程序保持一致,表明SACOS-LMR程序可用于液态金属快堆的堆芯设计和热工水力分析研究。

核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析

核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。

基于有限体积法碱金属高温热管冷态启动流动换热数值研究

为建立碱金属高温热管启动瞬态和运行稳态工作特性预测方法,本研究采用有限体积法(FVM)建立管壁导热模型、吸液芯流动传热模型和蒸气区模型。基于C语言开发并验证了碱金属高温热管的冷态启动瞬态分析程序,最大相对偏差为9.8%。仿真模拟了单根水平钠热管启动瞬态并开展敏感性分析,结果显示:对于本研究中使用的热管,在固定输入功率为1 000 W的环境条件下,启动开始后700 s热管蒸气区完全进入连续流态,到达稳态总用时为3 000 s,启动过程中工质熔化阶段吸液芯内部压力相对值逐渐增大,熔化完成后压力相对值略有降低;稳态运行下热管等温性良好,外壁面轴向温差稳定在22.5 K,吸液芯内部压降约为47 Pa;环境温度升高会延长热管到达稳态所需时间,并对稳态蒸气压力和流速分布产生一定影响;绝热段长度增加同样延长了热管启动到达稳态时间,同时对吸液芯内流体压力和速度分布存在一定影响。

不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。

基于多孔介质方法的铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器设计优化研究

本文提出了基于多孔介质方法,铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器开展数值模拟,并通过与三维数值模拟结果的对比验证了多孔介质模拟方法的正确性。基于此方法,对给定工况条件的铅铋螺旋管蒸汽发生器开展了设计研究。在1.5 MW功率目标下,发现四层螺旋管的布置方式具有最优综合性能。在此基础上,通过综合性能评价指标对不同工况条件下不同几何参数的螺旋管蒸汽发生器开展性能评价,并运用多元线性拟合探究在工况以及几何范围内综合性能最佳的几何模型,最高性能提升达到3.37%。本研究为铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟及设计优化提供新的方法参考。

四进口切向离心喷嘴的设计方法和模拟验证研究

稳压器喷雾头对一回路压力控制有着重要作用。本文基于稳压器喷雾头小压差、大流量的工作特点,以最大流量理论设计了一个四进口切向离心喷嘴,并进行了喷头结构尺寸校核计算和雾化质量的经验、半经验公式预测,采用VOF-to-DPM模型对喷嘴的雾化过程进行了模拟,得到了四进口切向离心喷嘴的雾化特性,并与预测值进行比较分析。研究结果表明:校核计算结果与设计计算值吻合较好,质量流量相对误差2.56%;切向离心喷嘴的雾化特性与典型离心喷嘴吻合度较高;数值模拟结果和公式预测值之间的误差较小,雾化锥角的相对误差为10.85%、平均速度为5.76%、液膜厚度为0.189%、流量系数为6.67%、破碎长度为6.08%。液滴粒径分布与罗辛-拉姆勒分布吻合度较好。

径向湍性输运条件下CFETR平行热通量及包层能量沉积模拟

采用BOUT++输运程序与PFCFlux程序的耦合对CFETR包层第一壁上的能量沉积情况进行了模拟。研究发现,当湍性输运系数为50m^(2)·s^(-1)时,最外闭合磁面上的极向平均平行热通量为14058.5MW·m^(-2),进入刮削层的等离子体功率Psol的值为197.4MW;CFETR包层第一壁上的能量沉积主要集中于真空室壁靠近中心螺线管的高场侧区域,最大热通量出现在这一区域的中间部分。

中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发

针对中国先进研究堆(CARR)的具体特点开发了堆芯多通道热工水力计算程序ECARR。通过对全堆芯的数值模拟,得到了堆芯流量分配和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场,为进一步分析燃料元件的温差热应力等其它参数提供了所需数据。同时还对堆芯最热通道进行了热工水力计算及相应准则的判定。各参数符合CARR热工水力设计准则要求。

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。