基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器(Steam Generator,SG)一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。

基于MBSE的铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求分析

针对传统的铅冷快堆非能动余热排出系统设计中存在开发效率低、迭代周期长、模型二义性等前期需求问题,本研究将基于模型的系统工程(Model-based System Engineering,MBSE)方法应用于铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求中,结合设计流程进行系统架构的初步设计,该系统架构由需求分析、功能分析和设计综合三部分组成。结果表明:需求分析阶段生成的需求图和用例图可捕获系统需求并确定系统顶层用例;功能分析阶段绘制的时序图、活动图和状态机图可形成系统功能模型并提供早期确认与验证;设计综合阶段建立的白盒模型最终实现系统架构的分析与设计。采用该方法设计的系统架构可确保前后设计需求一致性,进一步降低设计风险并提高设计效率,可为数字化铅冷快堆非能动余热排出系统设计与优化提供应用参考。

池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

新型兆瓦级紧凑核动力装置的非能动余热排出系统设计分析

热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析,使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明:热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度,围板进出口宽度几乎不影响换热能力,而延长围板下部不利于自然循环;3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率,并在5~25℃的环境温度下均可正常工作。

“华龙一号”余热排出系统氧化运行期间对周边区域的影响分析

余热排出系统的辐射水平在机组停堆过程中会明显变化,氧化运行期间达到停堆峰值,对周边区域产生影响。对“华龙一号”余热排出系统停堆峰值时刻周边区域的辐射水平进行了计算,对比运行电厂实测最大值,综合分析给出了余热排出系统对周边区域辐射水平的影响,同时提出了相应的优化建议。

基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

EBR-Ⅱ停堆余热排出试验SHRT-17分析

SHRT-17是美国钠冷快堆EBR-Ⅱ进行的停堆余热排出试验,目的是为了证明EBR-Ⅱ的自然循环流量可以保证堆芯安全。采用中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS对EBR-ⅡSHRT-17试验的一回路热工水力现象进行了计算分析。采用FASYS程序对SHRT-17试验的堆芯和一回路进行建模,并将堆芯功率、两台一回路主泵的转速、中间热交换器中间回路入口钠流量和温度作为计算边界条件。对比分析表明自然循环稳定阶段主泵流量计算值与试验值符合较好,自然循环过渡阶段的主泵流量计算值高于试验值,测量组件XX09的冷却剂温度计算值与试验值符合较好,由于对低温测量组件XX10进行模拟时未考虑相邻高温组件的影响,XX10组件的冷却剂温度计算值显著低于试验值。FASYS程序对SHRT-17试验的分析验证了该程序堆芯和一回路热工水力模型的正确性。

二次侧非能动余热排出系统启动特性研究

以海洋核动力平台为应用背景,针对其二次侧非能动余热排出系统设计方案,设计搭建了模拟实验装置,研究了系统的启动特性,分析了系统在启动过程中重要参数的变化规律。结果表明:在所研究的工况范围内,二次侧余热排出系统均能够建立稳定的自然循环,有效导出蒸汽发生器中U型管输入的热量;在二次侧非能动余热排出系统启动过程中,初始投运压力只会影响系统达到渐进稳态的过程,而不会对系统的最终稳定状态产生影响;冷却水箱中的热分层是影响余热排出换热器出口温度演变特性的重要因素。

模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究

非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值。

新概念熔盐堆非能动余热排出系统中钠热管的特性研究

高温钠热管作为一种高效的换热装置,在导热性、等温性以及非能动特性方面具有显著的优点。将高温钠热管应用到新概念熔盐堆非能动余热排出系统中具有重要的研究意义。本工作通过数值方法研究了高温钠热管在熔盐堆事故工况下的瞬态运行特性。钠热管的物理模型主要包括管壁、吸液芯及蒸汽区3个耦合传热区域。通过对上述3个区域建立合理的数学模型并采用有限元的方法,利用FORTRAN进行编程,最终得到高温钠热管启动过程中的温度、速度、压力分布。结果表明:熔盐堆事故状态下,钠热管从启动到稳态过程中其运行特性良好且具有很高的传热效率。

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。

高温气冷堆余热排出系统空冷塔内流场数值计算

通过对不同环境风速下高温气冷堆余热排出系统自然对流空冷塔的流场和温度场进行数值模拟,分析环境风对自然对流空冷塔工作状态的影响,对空冷塔出口挡风板的大小及安装位置进行了优化分析。结果表明:如果空冷塔出气口不安装挡风板,当环境风速大于6 m/s后,空冷塔内流动受到严重影响,风速大于9 m/s后甚至出现倒灌;在空冷塔出气口加装挡风板后,在9 m/s及以上风速条件下,空冷塔都可以正常运行。

AC600 二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置及研究计划

ＡＣ６００二次侧非能动应急堆芯余热排出系统实验装置是一座大型非能动安全系统实验研究装置。在设计上，它以热工水力模拟理论及模拟准则为依据，在保持原型系统主要热工水力现象和过程的前提下，对系统进行了必要的简化。本文介绍了该实验装置回路、电气、仪表及测控系统的设计原则和设计结果，以及第一阶段研究计划和内容。最后。

GO-FLOW法在压水堆余热排出系统可靠性分析中的应用

建立了压水堆余热排出系统的GO-FLOW图。根据GO-FLOW运算法则精确计算出系统在不同时间点的成功概率。结果表明,GO-FLOW法能计算有时序、多状态系统的可靠性,是一种有效、直观、精确的系统可靠性分析方法。

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

200MW低温堆余热排出系统安全分析程序研制

建立了 2 0 0MW低温供热堆余热排出系统的热工水力数学模型 ,该模型采用了一维均相模型 ,并做了漂移修正 .研制了适用于该系统的稳态及瞬态热工水力特性分析程序 ,利用该程序对该系统投入运行后的特性进行了分析计算 ,分析时热源的模拟采用了温度边界 .计算结果表明 ,2 0 0MW低温供热堆余热排出系统能够满足停堆后堆芯余热安全排出的要求 ,从投入到稳定运行的过渡过程中 ,系统中各参数的变化趋势与理论分析相符 .

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。

模块式高温气冷堆预应力混凝土压力容器余热排出系统设计

非能动余热排出系统是模块式高温气冷堆(MHTR)实现固有安全性的重要保证。采用预应力混凝土压力容器(PCPV)代替钢制压力容器作为MHTR的一回路压力边界,对余热排出系统设计提出了特殊要求。本文研究提出了模块式高温气冷堆PCPV余热排出系统的设计方案,对余热排出系统的主要设计参数、结构特点和热工水力进行分析。该系统能够保证在事故工况下仅依靠自然循环实现堆芯余热的非能动排出。