钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究

建立了钠冷快堆的部件模型;将高次端点浮动法应用于求解钠冷快堆点堆中子动力学方程;将全隐二阶迎风差分格式应用于求解堆芯和中间热交换器的热工模型;对EBR-Ⅱ快堆无停堆保护失流事故（LOFWS）进行了分析计算,并将计算结果和NATDEMO程序的计算结果进行了比较,两者符合良好。最后以EBR-Ⅱ为例分析了主泵情转时间对快堆在失流工况下的固有安全特性的影响。

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15s,压力容器上部水空间容积大于27m3,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学(CFD)方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆(FFTF),建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。

钠冷快堆失流事故分析

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。

基于两区模型的钠冷快堆无保护失流事故

为了研究钠冷快堆的固有安全性,研究了适用于钠冷快堆系统分析的理论模型,根据钠冷快堆的特点开发了钠冷快堆系统分析程序。针对钠池温度计算不准确问题,提出了两区模型。利用三维模型计算钠池主流区,采用提出的两区模型计算钠池温度的瞬态响应。选取了美国实验增殖反应堆(EBR-Ⅱ)的无保护失流事故实验进行计算对比分析,采用三维钠池模型对钠池流场进行计算和分析,采用两区模型有效地计算了钠池温度瞬态响应。程序计算的事故瞬态结果与实验结果符合较好,验证了SAC程序进行快堆瞬态计算的准确性,同时证明了利用金属燃料的钠冷快堆的固有安全性。

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。

反应堆失流事故下堆芯自然循环冷却能力的模拟实验研究

为分析不同热工参数对强迫循环向自然循环过渡过程及稳定自然循环阶段传热及流动特性的影响,在内径为6mm的竖直实验段内开展实验,研究不同入口过冷度、热流密度及初始流量对强迫循环向自然循环过渡过程以及稳定自然循环过程的影响。实验结果表明:入口过冷度及热流密度对自然循环向强迫循环过渡过程及稳定自然循环过程的换热能力有明显影响,而初始流量对该过渡过程及稳定自然循环的换热能力的影响并不显著。

新型管式-池式钠冷快堆设计的失流事故瞬态分析

0引言本文介绍了一种新型的管式-池式钠冷快堆系统,并对该系统的失流事故做了分析计算,对缓冲池内温度分布做了简要计算,对失流事故发生后,缓冲池内出现的热分层现象、整体温度上升现象做了分析。1背景介绍国际上已建成的钠冷快堆系统一回路基本分为两种,池式系统与管式系统。管式系统在日本较为成熟,例如JOYO与MONJU等较著名的钠冷快堆设计都采用这种一回路布置方案[1-2]。管式系统的特征为中间热交换器(IHX)、主循环泵和反应堆堆芯采用分开布置的方案.

基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟

本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC-3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。

板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序开发及验证

采用Visual Fortran 6.5程序语言,基于质量、动量和能量守恒方程,以及合理的流动传热和物性关系式,开发了板状燃料元件堆芯热工水力特性分析程序。利用该程序计算了IAEA 10MW MTR基准题中定义的堆芯反应性引入和堆芯失流事故。结果表明:本文计算所获得的停堆时刻功率、燃料芯块最高温度、包壳外壁面最高温度以及冷却剂出口温度与文献的计算结果吻合良好,验证了本程序模型的正确性。

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。

钠冷快堆熔断式非能动停堆系统方案设计

为保证和增强池式快堆的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,基于将某些合金在特定温度下拉伸强度发生突变的特性作为钠冷快堆非能动停堆的触发条件,提出了一种钠冷快堆熔断式非能动停堆系统的设计概念,能在发生无保护超功率事故或无保护失流事故的情况下引入负反应性。针对中国实验快堆(CEFR)的设计完成了熔断式非能动停堆系统的方案设计论证,并利用分析程序DYN4G对这一非能动停堆系统在CEFR无保护事故下的响应情况进行了模拟计算,由此得到了其组件设计的关键参数。分析结果表明,通过合理设计,在发生无保护事故时,熔断式非能动停堆系统能有效降低事故情况下的堆芯燃料组件及冷却剂的温度,进一步提高了钠冷快堆应对严重事故的能力。

事件序列图分层次建模用于反应堆动态可靠性分析

采用事件序列图方法对复杂系统建模时,为了避免事件序列图过于庞大,其事件对研究对象的结构和状态描述较少,不能直接反映出系统设计和运行中的缺陷。根据船用核动力装置在结构构成上的层次特点,提出了分层次建立事件序列图的方法,并引入故障树分析方法,将事件序列图与故障树结合起来,利用故障树分析的优势,获得系统的薄弱环节。通过分层次建模建立的事件序列图层次分明,规模适当。该方法适合于反应堆动态PSA研究。

超临界水堆的瞬态分析程序开发

超临界水堆(SCWR)是第4代核反应堆的优先发展对象之一,它在经济性上的明显优势使其受到广泛关注。本文以混合谱超临界水堆(SCWR-M)为研究对象,建立合理的数学模型,开发了针对超临界水堆系统的瞬态分析程序TACOS。运用TACOS程序对SCWR-M进行了稳态计算和部分失流事故的瞬态分析。稳态计算的结果与设计值符合良好。部分失流事故的分析结果表明,事故中包壳表面最高温度为702.6℃,与安全限值相比有很大裕度。部分失流事故过程中不需采取特殊的安全措施,堆芯可自行回到安全状态。

中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。

钠冷行波堆TP-1瞬态安全分析

钠冷行波堆作为一种具有潜力的新堆型,正处于概念研究阶段。本工作根据TerraPower公司最新设计的钠冷行波堆TP-1的具体结构和运行工况方案,建立其一回路主要部件的物理数学模型,用Fortran语言初步开发了钠冷行波堆瞬态安全分析程序TAST,并对钠冷行波堆稳态进行计算,表明系统程序运行稳定可靠。采用TAST对失流事故和反应性引入事故进行计算,得到关键参数的瞬态变化,初步验证了钠冷行波堆在这两个事故工况下的安全性。

小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析

本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。

基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。