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。

全厂断电事故下壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性实验研究

为研究全厂断电始发的严重事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统的耦合特性,本文利用PANGU安全壳综合试验装置研究了全厂断电事故工况下壳内温度分布特性、氦气分布特性以及壳内流场特性,并分析了非能动安全壳热量导出系统在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合的复杂热工水力环境下的工作状态。结果表明:在全厂断电事故工况下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,能够保证安全壳的压力峰值小于设计值,且具有足够的安全裕量。随着事故进程的发展,壳内温度分布逐渐趋于均匀。氦气受到壳内内部环流的作用以及浓度扩散的影响,其分布不均匀性在氦气停止输入后逐渐降低。

失水事故下安全壳内热工水力与非能动安全壳热量导出系统耦合特性

为研究冷管段失水事故下安全壳内热工水力特性、非能动安全壳热量导出系统的耦合特性与失水事故后安全壳的响应特性,本文基于相似理论建立了一套大比例安全壳综合试验装置。通过该实验装置获得压力、壳内气体温度、壳内气体成分与浓度等参数,对安全壳大空间内温度分布、不凝结气体分布以及壳内流场的特性进行研究。结果表明:在安全壳与非能动安全壳热量导出系统耦合作用下,非能动安全壳热量导出系统具有足够的排热能力,可以确保事故工况下安全壳内压力得到有效抑制,壳峰值压力均低于设计限值,且具有足够的安全裕量。同时,随着喷放进入后期,壳内温度与不凝结气体分布的不均匀性逐渐降低,壳内呈现环流状态。本文也可为后续自主开发模拟带有非能动安全壳热量导出系统的安全壳内热工水力行为的程序提供有力的支持,进而提高我国核电设计能力与技术水平。

多节点安全壳热工水力分析软件验证计算

为了对自主开发的多节点安全壳热工水力分析软件ATHROC进行验证,本文通过对综合性试验台架建模,并对试验工况模拟的方式进行程序热工模型的验证。通过可靠的台架信息和真实的工况试验结果,建立了分析模型,并验证了软件的计算性能。研究结果表明:ATHROC软件能够很好地模拟安全壳综合试验台架上开展的试验,计算结果合理可信,具备应用于工程设计的条件。

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)。

“华龙一号”安全壳热工水力现象综合性能实验数值计算研究

为了更好地研究事故条件下非能动安全壳热量导出系统作用下安全壳内的热工水力行为,中国核电工程有限公司搭建安全壳综合性能实验装置(PlAtform for iNteGral TH behaviour of containment,PANGU)并开展了3种事故序列大破口事故(堆芯未熔)、大破口事故(堆芯熔化)和全厂断电事故下的实验研究。采用GOTHIC程序建立安全壳综合性能实验装置数值计算模型,并针对已开展的3个实验进行数值计算研究,得出结论如下:对于3个事故序列,程序计算的穹顶区域水蒸气浓度与实验值趋势上保持一致,特别是长期阶段水蒸气浓度实验值与计算值符合良好;计算模型所计算的安全壳内温度压力无论是峰值还是长期值均与实验值保持在较小的误差范围内;简化后的PCS模型计算的PCS功率略低于实验测量的PCS功率,72 h内计算的PCS总排热量与实验测量值相当。本文研究结果可为“华龙一号”PCS系统计算分析提供理论支持。

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。

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验

非能动安全壳冷却系统热工水力单项试验研究项目。本试验利用德国Karlsruhe研究中心的PASCO试验装置,并对其进行改造,主要研究事故工况下非能动安全壳环形空腔内传热传质机理,包括干平板传热试验、加热平板蒸发传热试验、辐射传热试验,从而获得不同温度、环腔尺寸、表面黑度、喷淋流量对流动及传热的影响,验证相关模型及为设计提供参考。

CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR)。TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算。基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序RELAP5/Mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算。得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应。将TSACC计算结果与RELAP5/Mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好。局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同。程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性。

先进堆非能动安全壳热工水力瞬态分析及研究

对非能动安全冷却系统热工、水力机理进行了研究,着重对钢安全壳内外混合气体传热和流动模型、钢安全壳外表面液膜模型、非能动贮水箱模型以及紊流模型和辅射换热模型等进行了分析研究。并运用自主开发的PCCSAC-3D程序对先进堆冷段双端断裂大破口失水事故工况下的安全壳压力和温度进行了计算分析。

微型中子源反应堆热工水力安全分析

微型中子源反应堆(简称微堆)是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。

非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响

为探究非能动安全壳热量导出系统换热器部分失效对安全壳内热工参数的影响,本文利用PANGU试验装置研究了在发生LBLOCA事故且部分非能动安全壳热量导出系统换热器失效的工况下,换热器部分失效对非能动安全壳热量导出系统的工作状态的影响以及壳内温度分布的影响。结果表明:发生LBLOCA事故时,在部分非能动安全壳热量导出系统被隔离的情况下,剩余的非能动安全壳热量导出系统排热功率显著增加,壳内峰值压力和长期稳定压力分别上升了约8.3%和13%,仍远低于壳内压力限值。在事故进程中,温度分布不均匀性主要出现在前期以及中期阶段,后其温度分布逐渐趋于均匀。

华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统(PCS),基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础.

秦山核电厂安全壳热工水力计算分析

应用CONTEMPT-LT/028,CONTEMPT-4/MOD3和COMPARE三个安全壳热工水力分析程序,对秦山核电厂主蒸汽管道破裂事故和失水事故的响应进行了计算分析,并根据计算结果对秦山核电厂安全壳作了评价。

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。

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。

第8届国际反应堆热工水力、运行和安全会议

由中国核学会主办，上海交通大学承办的第8届国际反应堆热工水力、运行和安全会议（8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety,NUTHOS-8）于2010年10月10-14日在上海成功召开。

基于一体化程序的安全壳热工水力响应研究

本文以压水堆安全壳作为研究对象,采用严重事故一体化分析程序,分析了冷段双端剪切断裂事故下安全壳热工水力响应,并和PAREO程序进行了对比,二者计算结果在大部分时间段符合较好,而由于二者喷淋模型的不同,在喷淋启动后的一段时间内,一体化程序计算的温度要低于PAREO中的结果。此外,对比了使用不同破口质能释放分配模型对计算结果的影响,结果表明:在事故发生早期阶段,将质能释放分配到气相和液相会得到更保守的安全壳压力和温度值,而在长期阶段,将质能释放全部分配在气相的结果更保守。

西安脉冲堆热工水力分析与脉冲特性分析

利用PRTHA、PULSE和TEMPUL程序分别计算了西安脉冲堆首循环稳态堆芯布置的热工水力参数和脉冲堆芯的脉冲参数。计算结果表明,西安脉冲堆的传热是安全的。

多重耦合自然循环载热系统瞬态特性及其热工水力解耦

多重耦合自然循环载热系统热工水力具有流动换热耦合和回路间耦合的特点,本文采用理论分析结合数值计算的方法对自然循环的建立时间、流动方向及多重耦合自然循环系统的热工水力解耦等问题进行了研究。提出了自然循环载热系统瞬态流动的理论模型,该模型能预测自然循环建立时间、流动衰减等现象,模型计算结果与数值计算结果吻合。初始流速为零的自然循环流动方向与系统的加热及冷却设备布置位置有关,垂直布置换热面使系统具有固有循环流动方向。具有初始流速的自然循环系统,即使换热面垂直布置,初始反向流速超过临界流速后也可使自然循环系统流动方向发生翻转,从而使系统在与固有循环流动方向相反的方向运行。提出了多重耦合自然循环载热系统热工水力的简单解耦计算方法,能快速对多重耦合自然循环载热系统热工水力进行分析计算,理论分析和计算结果均表明,以水为工质的自然循环回路载热能力近似与冷热源温差的1.5次方呈正比。