钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望

钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。

快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究

钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程序。从稳态实验中选取低功率、中等功率以及满功率5个典型工况开展DeCOSS程序稳态计算。在对实验数据以及计算结果进行归一化处理后,对钠侧轴向温度分布以及蒸发器出口钠侧、水侧出口温度进行对比验证。可发现不同功率工况下,DeCOSS程序计算结果均与实验数据符合良好,验证了蒸汽发生器自主化设计和分析程序的正确性。此外,获取的实验数据也可反之修正DeCOSS程序计算方法,为今后钠-水蒸汽发生器开展相关课题的研究奠定基础。

基于软注意力GRU模型的堆芯瞬态热工水力参数预测方法研究

反应堆在各种工况下堆芯瞬态热工水力参数预测的准确性,直接影响到反应堆的安全性。质量流量和温度作为堆芯热工水力的重要参数,二者常被建模为时间序列预测问题。研究旨在解决瞬时条件下堆芯热工水力参数连续预测的精度问题,检验基于注意力机制的门控循环单元在核心参数预测中的可行性。本文采用1/2中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)为研究对象,使用快堆子通道程序SUBCHANFLOW生成瞬态堆芯热工水力参数的时间序列,采用基于软注意力的门控循环单元(Gated Recurrent Unit,GRU)模型预测堆芯的质量流量和温度时间序列。结果表明:相较于自适应径向基(Radial Basis Function,RBF)神经网络,本文使用的软注意力的GRU网络模型预测结果更好,温度在步长为3的情况下平均相对误差不超过0.5%,在15 s内预测效果较好;质量流量在步长为10的情况下平均相对误差不超过5%,且在后续12 s内预测效果较好。本文构建的模型不仅在连续预测过程中表现出更高的预测精度,且能捕捉到动态时间序列中的趋势特点,这对维护反应堆安全,有效防止核电厂事故有极大的用处。基于软注意力的GRU模型能在瞬态反应堆工况下提供一段时间的连续预测,在工程应用中和提高反应堆安全性上具有一定的参考价值。

严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究

为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明:在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。

SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析

为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。

反应堆热工水力验证性数据库的建设与展望

核反应堆热工水力性能有关的实验数据主要来自于核电厂实际运行及模拟反应堆事故瞬态的试验台架。几十年来,各国建设了众多反应堆热工水力试验台架,例如LOFT、LOBI、PKL、ROSA、ATLAS、ACME等,并获取了一系列实验数据,这些数据可用于核电厂设计及反应堆安全性的验证和评估,亦为开发新的热工水力程序提供确认数据。国际上已经建立了一些数据库,例如TIETHYS、STRESA和SANIS等,来更好地保存和利用这些有价值的台架信息与实验数据。随着实验数据的不断累积与完善,验证性数据库建设开始提上日程。基于自主化三代堆技术的发展和自主化核电软件验证的需求,在建设并运行相关大型试验台架的基础上,国内开始建设相关验证性实验数据库。本文详细介绍了国际大型热工水力试验台架验证性数据库的主要内容和建设框架,参考一些其他核能相关的数据库,讨论了目前我国相关试验台架数据库的需求与进展,提出了反应堆热工水力验证性数据库的相关建议。

热工水力系统分析软件数值水锤抑制方法研究

中广核集团正在研发一款新的热工水力系统分析软件LOCUST 2.0,它采用两流体双压力七方程模型。由于LOCUST 2.0采用欧拉体系描述流体方程,在数值离散的控制体边界会因数值处理方式引入像管道末端水锤现象类似的虚假的压力剧烈波动,这种现象一般被称为水塞或数值水锤现象。单压力模型的水塞现象抑制方法不再适用双压力,因此设计了一种针对双压力模型的系统分析软件水塞现象抑制的方法。该方法包括识别发生水塞现象的控制体,并修正发生水塞现象的控制体压力方程中的特定项,进而重新求解压力方程。修正压力方程过程中,设计了具备压力波动幅度自适应能力的抑制因子。将上述方法用于LOCUST 2.0数值求解中,对不同压力下饱和与过冷液相入口条件进行了测试,结果表明:本方法达到了消除压力剧烈波动的目的,且所设计的抑制因子的效果优于采用两流体单压力系统分析软件传统采用抑制因子的效果。

CANDU6堆型热工水力模型开发及验证

当前国内在运的CNADU6重水堆机组由加拿大设计及建设,其仿真平台升级及维护存在诸多风险和障碍。本文使用RELAP5程序进行了热工水力模型的开发,模型稳态参数与机组数据基本一致。在RINSINM平台下将热工水力模型与其他工艺模型集成耦合,完成了CANDU6全范围模拟机的开发。使用新模拟机对一回路大破口事故、压力管破口事故、主泵跳闸事故等瞬态事故工况进行测试,并与旧模拟机一回路温度与压力、稳压器液位、二回路压力、给水与蒸汽流量等参数进行对比验证,测试验证结果表明,本模型计算结果与机组数据及参考数据一致。

压水堆核电站堆芯物理热工水力耦合特性研究

随着信息技术高速发展,人工智能、大数据以及物联网等多种技术在核电站中应用日益广泛。其中反应堆的物理热工耦合特性是其整体性能的重要体现,也是评估其经济性、安全的主要依据。基于此,本文主要计算单根燃料棒模型耦合以及3*3组件模型耦合,了解其在不同工况中的变化,有利于事故预测以及方案优化。

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RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。

直管式直流蒸汽发生器的热工水力特性分析与计算

采用可移动边界差分法对流体的基本守恒方程进行差分，将流体各参数及节点的位置转化为时间的函数，通过设定各传热区间边界点的特征，求出各传热区的长度及边界点。选用了合适的传热关系式，编制了直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工水力特性分析计算程序ＭＯＦＳ，对Ｂ＆Ｗ公司的１９管直管式直流蒸汽发生器实验装置进行稳态计算，与实验数据取得了很好的一致，与ＴＲＡＣＰＦ１等计算程序的计算结果符合也很好。

CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究

利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结果表明:采用合理的结构简化、恰当的物理模型和数值求解算法,CFX程序能较好地模拟棒束定位格架通道内的单相水三维流场,其模拟结果与试验结果符合较好。

海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究现状

海洋条件下舰船反应堆的热工水力特性对于舰船航行的安全性和可靠性有十分重要的影响,各国研究者为此开展了大量的研究工作。本文基于亚洲各国公开发表的海洋条件下舰船反应堆热工水力特性研究的文献资料,回顾和概括这一研究领域在研究方法、研究内容和典型研究结果诸方面的现状,通过掌握已有研究成果,分析其不足之处,提出开展相关研究的建议。

AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发

针对先进压水堆AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,自主开发了用于AP1000主回路系统热工水力瞬态计算的微机型程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。利用程序对AP1000失流事故进行分析,得到了堆芯燃料中心最高温度、最小偏离泡核沸腾比(MDN-BR)、稳压器压力、水位及蒸汽发生器二次侧压力、水位等主要系统参数的瞬态特性。分析结果表明,在失流事故初期阶段,堆芯热通道燃料中心最高温度和MDNBR不超出规定限值,满足安全准则要求。RETAC完全采用模块化编程,便于移植和二次开发,可为后续开发自主知识产权的大功率压水堆安全分析程序提供借鉴。

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层热工水力学参数设计与分析

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层是一个以氦气和液态金属LiPb为冷却剂,以嬗变核废料为主要目的的多功能包层。依据功率平衡模型对不同工况优化的基础上,对该包层热工系统参数进行了设计分析。采用三维商用计算流体力学程序对第一壁和高功率密度区中液态LiPb的流场进行数值模拟计算,给出了优化的典型热工水力参数。

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。

单个燃料元件热工水力三维数值模拟

针对在以往反应堆热工水力分析中采用一维模型计算燃料元件径向传热及采用固定热流密度模拟包壳外壁热流量的情况,建立了运行条件下燃料元件及其周围冷却剂温度场和流场的三维数值计算模型。考虑燃料元件功率的轴向分布和燃料芯块热传导率随温度的变化,运用标准k-ε模型和壁面函数法模拟了冷却剂湍流流动和近壁区域粘性流动。经计算发现燃料芯块内温度梯度极大,对燃料芯块热导率产生很大影响;在冷却剂通道内相邻两根燃料元件之间通道较窄处,冷却剂流速小于主流平均速度,而在流道中心区域大于平均速度。

先进安注箱热工水力特性研究

为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。