铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析

核能系统小型化是核能未来发展的重要方向,其中小型铅冷快堆是技术路线之一。在小型铅冷快堆研发过程中,瞬态工况下热工水力安全特性是重要的研究内容之一,这不仅是对反应堆安全特性的重要验证,也对反应堆系统的后续设计完善具有重要参考价值。兆瓦级铅冷快堆SMILE是国家电投集团科学技术研究院有限公司提出的高安全、紧凑型铅冷快堆方案。为研究SMILE的安全特性,使用系统分析程序ATHLET对其进行典型无保护瞬态热工水力性能分析。结果表明,SMILE在应对典型无保护瞬态事故时具备良好的固有安全特性。

车载运动条件下铅铋堆LESMOR热工安全特性分析

本文基于车载运动条件下非惯性系动量方程推导,建立运动条件附加力模型,并运用铅铋快堆瞬态热工水力分析程序LETHAC展开车载铅铋快堆LESMOR系统运动条件热工安全特性分析。研究表明,坡道行驶、垂直振动、俯仰振动及垂直耦合俯仰振动运动条件下,系统自然循环流量显著下降,但不超过30%;包壳和燃料温度上升,但不超过4℃,最高分别达411.3、442.4℃,远低于瞬态运行安全限值。LESMOR系统在汽车正常行驶和可能出现的极限行驶范围内都能保持稳定安全运行。本文提供车载运动条件下反应堆系统热工安全特性分析方法,具有一定的参考意义。

5×5均匀加热棒束底部再淹没实验研究及热工安全分析程序评价

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故(Loss of Coolant Accident,LOCA)是反应堆安全的重要研究对象之一,LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台,本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数,探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响,使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算,总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明:1)再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进;2)RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s;包壳峰值温度(Peak Cladding Temperature,PCT)总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度(Critical Heat Flux,CHF)换热阶段与实验值相比误差较大,问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据,也可用于评价和优化热工安全分析程序。

球床包层聚变-裂变混合堆热工安全分析

球床包层混合堆与板状元件包层混合堆相比较，前者在核燃料生产和安全方面可能具有更多的优越性。本文应用ＴＨＥＲＭＩＸ程序和辅助程序对我国开发的托卡马克堆芯氦气冷却球床包层聚变裂变混合堆的包层进行了热工计算。计算中考虑了不同的燃料球材料及稳态、卸压和断流事故工况。计算结果表明，只要选用合适的燃料球材料和设置适当的控制保护系统，具有快速卸料罐的托卡马克堆芯氦气冷却球床包层聚变裂变混合堆的概念设计在安全上是可行的。文中还对该概念设计提出了一些建议。

百千瓦级空间锂冷快堆系统热工安全特性研究

随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。

基于RELAP5的CFETR氦冷陶瓷增殖包层模块热工安全分析

本文对中国聚变工程实验堆(CFETR)氦冷陶瓷增殖(HCCB)包层进行热工安全分析。采用大型反应堆瞬态分析程序RELAP5对HCCB包层建模,并进行稳态分析和假设事故的模拟。计算结果表明,CFETR HCCB包层在真空室内氦气泄漏和增殖区盒内氦气泄漏事故中均未出现结构材料熔化,同时各部分的压强变化情况均未超出设计阈值,包层系统在事故发生后均能有效快速地排出余热。CFETR HCCB包层的设计满足热工安全方面的要求。

双恒定运行方式下船用压水堆的稳态热工安全分析

船用核动力装置采用双恒定运行方式，能够有效改善装置的运行特性本文采用单通道模型，对某型核动力装置在双恒定运行方式下的反应堆稳态热工水力特性进行了分析计算结果表明，研究对象采用双恒定运行方式。

池式钠冷快堆固有热工流体安全特性研究

本文提出池式钠冷快堆具有一种重要特性,即固有的热工流体安全特性,分析其形成机理,并采用实际反应堆和钠工质台架的自然循环试验数据,以及不同系统程序的预测计算,对其进行论证。结果表明,池式钠冷快堆具有固有的热工流体安全特性。在事故紧急停堆初期,池式钠冷快堆仅依靠该固有安全特性即可保证堆芯安全,后期只需要在堆内温度上升到安全限值之前建立堆外有效热阱即可。有效热阱可以是专门设置的余热排出系统也可以是堆容器常规热损失项;对于将换热器布置在热池或冷池的较典型事故余热排出系统,从其启动到对堆芯发挥冷却作用需要相对较长时间。此时段,反应堆需依赖固有的热工流体安全特性来抑制堆芯温升,保证堆芯安全。

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。

基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析

在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。

氦氙气冷小堆燃料棒辐射散热特性分析

反应堆堆芯热工安全特性是反应堆系统安全特性最重要的组成部分。氦氙气冷小堆中燃料棒间温差大,辐射散热不可忽略。因此针对氦氙气冷小堆堆芯,不止需要考虑对流换热和热传导两种换热形式,也需要考虑辐射散热对堆芯换热的影响。本文通过建立氦氙气冷小堆堆芯1∶1精细化模型,开展反应堆堆芯内部三维辐射散热特性分析,同时获得辐射角系数。将本文模型计算结果与蒙特卡罗方法结果进行对比验证,两者相对误差小于1%,证明该辐射角系数计算方法的准确性。开展了燃料棒径距比、燃料棒表面温度、燃料棒长度等几何参数敏感性分析,关注其对燃料棒辐射散热特性的影响,并开发出一套具有普适性的堆芯内燃料棒辐射角系数经验关系式。本文通过研究燃料棒间辐射散热特性了解反应堆内辐射散热规律,为后续反应堆堆芯热工安全特性研究提供了技术支撑。

重水堆密集化乏燃料干式贮存设施热工安全研究

为解决秦山第三核电有限公司(简称:秦三厂)计划延寿导致乏燃料增加、已有乏燃料干式贮存模块容量不足的问题,在原有的1~6号(QM-400)乏贮模块基础上,研发了密集化乏燃料干式贮存设施(M1型乏贮模块)。与QM-400乏贮模块相比,M1型乏贮模块贮存容量更大,能量密度更高。为论证M1型乏贮模块的热工安全性,采用RELAP5/MOD3程序,根据保守的初始假设条件建立其热工分析模型,对极端气候条件下模块正常运行和事故工况下各区域温度进行了计算,同时采用了三维流体计算流体力学(CFD)程序对RELAP5程序计算结果进行了验证,综合RELAP5程序和CFD程序的计算结果,论证了M1型乏贮模块的热工安全。

气隙和接触热阻对乏燃料干法转运容器热工安全影响研究

结构壳体与铅层之间的间隙是转运容器向外排出衰变热的重要路径之一,2者之间的传热受到接触热阻的影响。在对转运容器热工安全评估的基础上,针对灌铅工艺中产生的铅层和结构壳体之间的接触热阻设定不同厚度的空气间隙,采用FLUENT软件进行了水平转运期间的瞬态数值模拟。结果表明,铅层和结构壳体之间的空气间隙层所产生的接触热阻致使2者之间产生显著的温差,温差随空气层厚度增加而变大,温差过大易导致铅层过热从而失去屏蔽安全功能;在转运容器的设计和制造中,灌铅工艺的优化应以缩小铅层和结构壳体间的间隙为目标,增强2层结构间的贴合度,以提高转运容器的热工安全性能。

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。

用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型，按照最大热功率工况，即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力，并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便，又精确，还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。

空间热离子核电源在轨防冻加热策略研究

宇宙空间复杂热环境给空间热离子反应堆正常启动带来巨大挑战,液态金属工质的冷冻将严重影响堆芯的正常启动,而复杂的解冻装置又缺乏足够的可靠性。本文针对空间热离子核电源系统,采用空间热离子核电源系统分析程序TASTIN建立系统模型,添加了地球红外热流模型、地球反照热流模型及遮热罩热平衡计算模型,模拟分析了含/不含遮热罩下空间热离子核电源采用主动加热方式的防冻策略。结果表明,在650 W加热功率的情况下,含/不含遮热罩核电源系统冷却剂最低温度持续维持在302.0 K/278.6 K,具有较高的安全裕度,可以保证系统的正常运行。

应用于反应堆热工水力程序的核态沸腾传热关系式评价

本文以反应堆热工水力分析程序COSINE开发为背景,针对燃料棒和冷却剂换热及压力容器外部冷却时的核态沸腾两种特殊的工况,研究常用于计算热工水力程序的核态沸腾传热关系式的计算结果随影响参数的变化关系,比较不同范围内各关系式计算结果的差异程度和敏感性,为程序中用户选项的设置和进一步实验验证提供参考意见,研究表明高过热度工况最需进行实验验证,反应堆热工水力分析程序计算这两种工况下的核态沸腾传热更适宜选用Chen、Schrock-Grossman1、Wright和SchrockGrossman2公式。

三维CFD仿真软件GASFLOW气溶胶分析模块研发与应用

反应堆严重事故下,放射性裂变产物以气溶胶的形式随水蒸气、氢气等一起大量释放至安全壳中。安全壳内气溶胶迁移与沉降受安全壳内热工水力深度影响。本文阐述了三维CFD仿真软件GASFLOW气溶胶分析模块研发方法,利用该方法实现了安全壳内气体相和气溶胶颗粒相的三维耦合仿真与并行计算,验证后的程序能准确评估气溶胶迁移、沉降及其在安全壳内的三维分布。大型先进压水堆典型事故序列下安全壳内气溶胶行为三维CFD分析表明:CFD计算时间可接受,具有较好工程实用性;气溶胶的沉积和积悬浮总量与系统程序结果吻合较好;气溶胶三维分布受气流场、浓度场、温度场影响;气溶胶吸湿增长是气溶胶自然去除的关键因素等。该软件模块可拓展至安全壳喷淋去除气溶胶、氢爆下气溶胶再悬浮等其他复杂热工水力工况下气溶胶行为研究。

次临界燃料部件典型热工实验单元模型抽取方法

次临界燃料部件是聚变-裂变混合能源系统次临界能源包层的核心部件。对燃料部件开展热工安全实验,是获取热工设计准则、开展结构设计和安全分析的基础和必要环节。本文针对包层结构原型开展模型抽取技术研究,对模块式燃料部件特殊的热工水力结构展开分析,并开展包括计算流体动力学(CFD)方法在内的相关计算确定对象参数特征,获取典型热工实验单元的基本结构和参数。