基于ACENA程序的凤凰堆自然循环试验数值模拟

自然循环余热排出是池式钠冷快堆重要的非能动安全特征,但同时也给钠冷快堆的设计与安全分析带来了新的问题和挑战。在全厂断电事故下,钠冷快堆能否建立起自然循环,自然循环能否带走堆芯的衰变热,是反应堆安全分析的重要内容。为验证液态金属堆事故分析程序ACENA在钠冷快堆自然循环余热排出的模拟计算的可靠性,对法国原子能委员会(CEA)在池式钠冷快堆凤凰堆寿期末开展的自然循环试验开展建模分析。模型中的钠池采用二维有限差分方法来考虑热分层对自然循环的影响。验证结果表明,ACENA能够准确分析钠冷快堆由强迫循环转变为自然循环的过程并对关键参数进行准确的预测,能够计算钠池内的热分层现象,具备钠冷快堆自然循环余热排出的计算能力。

池式铅冷快堆SGTR事故多组分多相流动过程数值模拟研究

本研究使用欧拉坐标下的多组分多相分析程序ACENA,首先介绍了ACENA程序的基本数学物理模型,然后通过铅铋-氮气两相流动实验HESTIA-2、KYLIN-Ⅱ-S铅铋-水相互作用实验和点堆中子动力学方程解析解,对程序热工水力模块和中子动力学模块进行了验证计算,在此基础上,针对欧洲先进铅冷示范堆ALFRED的设计方案分别开展了热态满功率稳态校核计算和假想无保护蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故瞬态模拟,重点关注了SGTR事故后铅池内多相流动过程以及包壳最高温度、燃料最高温度、堆芯相对功率以及主容器压力等参数的演变,并分析了断管数量、铅冷却剂循环路径以及所采用的机理模型等影响因素对ACENA程序计算结果的影响。本文研究结果表明,Ishii-Chawla-Suzuki相间曳力系数模型结合Ishii等提出的相间界面面积浓度输运模型能够较好地模拟圆形/环形铅铋流道中上升气泡的扩散迁移特性;通过对KYLIN-Ⅱ-S实验的模拟说明ACENA程序能够较为合理地预测熔融铅基合金-水相互作用过程中,铅池内压力波动和温度瞬变等现象;ACENA程序对ALFRED堆稳态满功率下关键热工参数的计算结果与国际认可的一维系统程序TRACE/FRED的计算结果基本一致,证明了ACENA程序全堆级计算结果的可靠性;对ALFRED堆假想SGTR事故的计算验证了ACENA程序对铅冷快堆SGTR事故下复杂多组分多相流动现象的模拟能立,且计算结果表明合理设计一次侧冷却剂循环路径、尽可能降低管道破损数量均对消减铅冷快堆SGTR事故后果具有重要意义。本工作可为我国池式铅冷快堆SGTR事故安全分析提供技术参考。

熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究

钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此,采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析,验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明:程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热,且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。

熔融铅铋与水相互作用热工水力特性研究

目前铅基快堆多设计为池式,使得在蒸汽发生器管道破裂事故发生时,二次侧高压水可能注射到液态金属池中,并与铅基冷却剂相互作用,即导致冷却剂与冷却剂之间的相互作用(CCI)发生,危害反应堆安全性及整体性。为研究射流水与熔融铅铋相互作用的热工水力现象,基于西安交通大学自主开发的ACENA程序对JAEA的小型实验台架进行模拟计算,并与实验结果进行对比验证。计算结果表明,射流水注入到液态铅铋(LBE)后形成空腔,之后经历空腔扩展、交界面处沸腾、空腔颈部受压缩及剧烈沸腾等过程,使得穿透深度在逐步加深到最大值后回降。LBE初始温度及注水速度会对空腔发展过程及注水深度等产生相应的影响。本研究获得的结果对池式铅基快堆在蒸汽发生器管道破裂事故工况下的热工水力分析研究具有重要意义。