CEFR事故余热排出系统瞬态热工流体计算

本文论述了CEFR事故余热排出系统的基本构成和工作原理,给出了该系统推动力和阻力的计算方法以及热工流体计算的数学模型,并由此编制了该系统的瞬态热工水力计算程序,计算结果与已有数据吻合较好,验证了数学模型的正确性,对后续的快堆事故余热排出系统的设计具有一定的指导意义。

基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

小型堆二次侧非能动余热排出系统特性计算分析

为提高反应堆安全性,基于自然循环的非能动余热排出系统在小型反应堆中有着广泛的应用。本文基于已完成的小型一体化核动力装置中间回路换热实验,用RELAP5(Reactor Excursion and Leak Analysis Program)对中间回路自然循环运行特性开展了计算分析工作。研究发现,载热功率的程序计算结果与实验数据符合良好,可表征系统的自然循环特性。在余热排出系统中,系统回路的压力由蒸汽发生器(Steam Generator,SG)一次侧平均温度所决定,SG一次侧入口温度、质量流量与冷热源高度差对余热排出系统换热性能影响显著。当SG一次侧入口温度较高时,余热排出系统换热性能对系统回路阻力更加敏感,这些结果为进一步研究小型堆非能动系统提供了有价值的应用。

新型兆瓦级紧凑核动力装置的非能动余热排出系统设计分析

热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析,使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明:热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度,围板进出口宽度几乎不影响换热能力,而延长围板下部不利于自然循环;3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率,并在5~25℃的环境温度下均可正常工作。

基于MBSE的铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求分析

针对传统的铅冷快堆非能动余热排出系统设计中存在开发效率低、迭代周期长、模型二义性等前期需求问题,本研究将基于模型的系统工程(Model-based System Engineering,MBSE)方法应用于铅冷快堆非能动余热排出系统设计需求中,结合设计流程进行系统架构的初步设计,该系统架构由需求分析、功能分析和设计综合三部分组成。结果表明:需求分析阶段生成的需求图和用例图可捕获系统需求并确定系统顶层用例;功能分析阶段绘制的时序图、活动图和状态机图可形成系统功能模型并提供早期确认与验证;设计综合阶段建立的白盒模型最终实现系统架构的分析与设计。采用该方法设计的系统架构可确保前后设计需求一致性,进一步降低设计风险并提高设计效率,可为数字化铅冷快堆非能动余热排出系统设计与优化提供应用参考。

“华龙一号”余热排出系统氧化运行期间对周边区域的影响分析

余热排出系统的辐射水平在机组停堆过程中会明显变化,氧化运行期间达到停堆峰值,对周边区域产生影响。对“华龙一号”余热排出系统停堆峰值时刻周边区域的辐射水平进行了计算,对比运行电厂实测最大值,综合分析给出了余热排出系统对周边区域辐射水平的影响,同时提出了相应的优化建议。

二次侧非能动余热排出系统启动特性研究

以海洋核动力平台为应用背景,针对其二次侧非能动余热排出系统设计方案,设计搭建了模拟实验装置,研究了系统的启动特性,分析了系统在启动过程中重要参数的变化规律。结果表明:在所研究的工况范围内,二次侧余热排出系统均能够建立稳定的自然循环,有效导出蒸汽发生器中U型管输入的热量;在二次侧非能动余热排出系统启动过程中,初始投运压力只会影响系统达到渐进稳态的过程,而不会对系统的最终稳定状态产生影响;冷却水箱中的热分层是影响余热排出换热器出口温度演变特性的重要因素。

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。

全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统分析

利用RELAP5/MOD3.3程序对AP1000反应堆一回路及非能动系统进行建模计算,给出了AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)在全厂断电事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:情况1,PHRH系统由蒸汽发生器低水位与低启动给水流量符合信号启动,稳压器安全阀的开启导致PRHRS发生倒流现象,并会引起堆芯冷却剂过热沸腾、压力容器进出口温差过大等后果;情况2,由断电信号直接触发PRHRS,触发前安全阀不开启,此时PRHRS正常运行。

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。

非能动应急堆芯余热排出系统对核电厂失去厂外电源事故的影响

研究建立了蒸汽发生器二次侧非能动应急堆芯余热排出系统热工水力特性的物理与数学模型，并编制了计算机程序。以中国秦山核电站的数据为依据，计算和分析了在失去厂外电源事故典型工况下，该系统投入运行时对瞬态热工水力特性的影响。

非能动余热排出系统空冷器设计研究

总结并讨论了核电非能动余热排出系统中空冷器的设计方法。分析表明,铝翅片比钢翅片的传热性能更高,经济性更好,设计时应当优先考虑。但核级空冷器在高温条件下运行较为普遍且自然循环驱动力更大,因此在铝翅片不适用的情况下,采用翅片效率较低但许用温度更高的钢翅片也能满足设计要求,并且迎面风速同样能控制在1m/s以上。此外,为了准确掌握空冷器在余热载出过程中随堆芯衰变热变化而呈现出的不同传热和阻力特性,有必要开展中、低流量下的热工水力试验研究。

开放式空冷余热排出系统影响因素敏感性研究

为了研究开放式非能动空冷余热排出系统特性,本文基于CFD方法建立了系统的数值计算模型,从余排系统内外流道的温度场、速度场、传热百分比和换热系数等角度分析了热辐射发射率和隔热层热阻等因素对自然循环传热能力的影响。本文的研究工况范围是:3×10^(3)≤Re≤9×104,6×10^(6)≤Ra≤3×109,8.89×10^(-7)≤Bo≤1.02×10^(-4)。计算结果表明:加热通道内存在对流换热的热入口效应和辐射换热的端部效应。热辐射不直接传热给空气,但是改变了壁面间对流换热百分比。系统内的自然循环由上升和下降通道间的密度差驱动,随着隔热层热阻的变化,当热阻小于1.46×10^(-3) K/W,自然循环驱动力快速下降,压力容器壁面传热恶化。

快堆浸入式事故余热排出系统程序开发

针对示范快堆的设计需要,在法国快堆系统程序OASIS的基础上,引入热分层与盒间流模型,开发了浸入式事故余热排出系统分析程序。利用该程序对CEFR的非能动事故余热排出系统进行了整体建模,分析了稳态和全厂断电工况下的性能,并利用其他系统程序的结果进行了验证。结果表明:该程序能较好地反映事故余热排出系统的瞬态变化过程。

基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

全厂断电事故时TACR-1000非能动慢化剂余热排出系统排热能力研究

为了评估非能动慢化剂余热排出系统的有效性,本文采用CATHENA程序模拟了正常工况及冷却水流失事故工况下非能动慢化剂余热排出系统的排热能力。通过对慢化剂冷却系统的模拟计算得到稳态运行结果,将该结果作为瞬态分析的初始条件计算了非能动慢化剂余热排出系统的排热能力,对计算结果进行了分析。分析结果表明,非能动慢化剂余热排出系统能够保证反应堆安全。

严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故——直接注入(DVI)管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故——丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统(RNS)堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。

EBR-Ⅱ停堆余热排出试验SHRT-17分析

SHRT-17是美国钠冷快堆EBR-Ⅱ进行的停堆余热排出试验,目的是为了证明EBR-Ⅱ的自然循环流量可以保证堆芯安全。采用中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS对EBR-ⅡSHRT-17试验的一回路热工水力现象进行了计算分析。采用FASYS程序对SHRT-17试验的堆芯和一回路进行建模,并将堆芯功率、两台一回路主泵的转速、中间热交换器中间回路入口钠流量和温度作为计算边界条件。对比分析表明自然循环稳定阶段主泵流量计算值与试验值符合较好,自然循环过渡阶段的主泵流量计算值高于试验值,测量组件XX09的冷却剂温度计算值与试验值符合较好,由于对低温测量组件XX10进行模拟时未考虑相邻高温组件的影响,XX10组件的冷却剂温度计算值显著低于试验值。FASYS程序对SHRT-17试验的分析验证了该程序堆芯和一回路热工水力模型的正确性。