小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明:包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。

铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。

小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明,比例-积分-微分(PID)控制器很难达到较好的控制效果,因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰(ADRC)控制器和H∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力,能够独立地完成较好的控制效果,但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明,由于仿真计算对实际对象进行了简化,在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。

铅铋合金冷却快堆PBWFR子通道参数敏感性研究

基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。

铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。

铅铋冷却燃料棒束堵流事故CFD模拟与分析

【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Fluent,对含绕丝19棒束燃料组件建模,模拟分析了正常工况和多组堵流工况下的铅铋工质流动传热特性,并和Pacio实验进行了对比。【结果】获得了不同工况下包壳表面最高温度分布、堵块周围速度分布和瞬时涡场结构,分析了堵块参数对流场分布和传热的影响规律。【意义】结果可为分析LFR堵流事故的发展和影响提供参考。

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N,利用幵行虚拟机(PVM)平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序,用以更新截面;SKETCH-N执行物理计算,幵将功率分布反馈给热工程序;最后,应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后,功率迅速升高,在1.42s后达到最大值;5s后包壳温度达到峰值1264℃,超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后,均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁,故该堆芯应采用分区布置。

铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

针对铅铋冷却沸水快堆(PBWFR)主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故(UTOP)。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。

轴流铅铋泵流场分析及优化

铅铋泵作为铅铋冷却快堆一回路的关键输送设备,其安全运行对铅铋冷却快堆的安全至关重要。液态铅铋合金在泵内流动特性对泵的长期安全运行有重要影响,为了研究轴流铅铋泵泵内流场,通过Workbench/BladeGen软件建立了主泵叶轮模型,在ANSYS CFX软件中数值模拟泵内流场,并根据数值模拟结果改进了导叶片厚度,优化了动叶片翼型出口角,从而改善泵内流场。研究结果表明,铅铋泵叶片型线出口附近角度变化过快会导致叶片压力分布不均匀,产生局部高压的现象,进而可能造成更严重的冲蚀。优化导叶片厚度以及动叶片出口液流角后,泵内流场整体迹线较为平稳,导叶片出口处铅铋合金流速可以维持在1.8 m/s左右。

LBE下降流场中传热管微裂纹处蒸汽泡动力学数值模拟研究

铅铋冷却快堆(Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor)蒸汽发生器传热管发生破口(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故时,高压水蒸汽进入一次侧高温液态金属。根据破口位置和尺寸不同,破口泄漏行为可能涉及破前泄漏(Leak-Before-Break,LBB)、单相临界流或两相临界流,不同形态的水在高温液态金属作用下发生不同形式的热质传输行为,对铅铋冷却快堆的安全运行具有重要影响。针对SGTR不同阶段,开展了系列研究,重点关注管内干涸阶段SGTR,传热管微裂纹低流量单相蒸汽渗入螺旋管束间液态铅铋合金(Lead-Bismuth Alloy,LBE)下降流场中汽泡动力学行为。基于VOF(Volume of Fluid)模型建立蒸汽-LBE两相流动及相界面捕捉数值模拟模型,研究高温LBE向下运动的流场中的单根传热管和3×3管束表面蒸汽泡生长与脱离行为。研究结果表明:汽泡在下降流场中的动力学行为与静止或向上流动的液体中的行为存在较大区别,蒸汽泡受LBE下降流场和浮力的作用脱离裂纹处后可能会沿着传热管表面滑动,在部分工况下蒸汽泡可能形成覆盖传热管表面的蒸汽膜或在管束区域内大量堆积,给LBE流动稳定性和蒸汽发生器换热带来不利影响。