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。

EBR-Ⅱ无保护失流试验SHRT-45R分析

为验证中国原子能科学研究院自主开发的快堆系统分析程序FASYS,对美国钠冷快堆EBR-Ⅱ的SHRT-45R无保护失流试验进行了计算分析。利用FASYS程序对试验的堆芯和一回路进行建模,以两台一回路主泵的转速、中间热交换器二次侧入口流量和温度作为计算边界条件。通过对比分析计算值与试验值发现,以堆芯功率为输入数据时,泵流量和XX09测量组件冷却剂温度计算值与试验值吻合良好,由于采用点模型模拟堆芯上腔室温度,Z形管道进口温度计算值变化较试验值快。在堆芯功率和温度耦合计算情况下,堆芯功率的计算值与实测功率总体上吻合良好,堆芯相对功率低于10%后计算值略有偏大。FASYS程序对SHRT-45R试验的分析,验证了该程序的堆芯热工水力模型、一回路热工水力模型、点堆模型,特别是反应性反馈模型。

基于SAC-CFR系统分析软件的EBR-Ⅱ LOHSWS事故分析

利用自主开发的系统分析软件SAC-CFR对美国实验增殖堆2号(EBR-Ⅱ)的未能紧急停堆的丧失热阱(LOHSWS)事故全厂瞬态行为进行建模分析。SAC-CFR耦合了新开发的三维钠池计算模型,用于分析EBR-Ⅱ钠池内的流型。结果表明,SAC-CFR计算结果与实验数据相符合,SAC-CFR可用于快堆部分事故工况的瞬态计算,同时也证实了EBR-Ⅱ可在LOHSWS事故下依靠固有安全性停堆。

EBR-Ⅱ余热排出实验及非能动余热排出系统性能分析

本文基于SAC-CFR事故分析程序,在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,对美国EBR-Ⅱ快堆余热排出实验(SHRT-17、SHRT-45R)进行了分析,计算了事故余热排出系统(DRACS)的响应、衰变热功率、关键部件的冷却剂温度、一回路的质量流量等关键参数。将计算参数与实验数据进行了对比,对程序的有效性进行了验证。计算结果表明,在SHRT-17工况下,随DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330 406.4 W的堆芯余热,DRACS具有长期带走衰变热的能力。

钠冷快堆系统分析程序FASYS模拟失流事故的验证与确认

为了对钠冷快堆系统分析程序FASYS用于模拟失流事故的正确性与准确性进行测试,本文运用V&V(verification and validation)策略进行了验证与确认工作。分别介绍了现象识别与排序表、验证矩阵的建立过程,单元测试的实施过程,使用点堆方程解析解、燃料热导率随温度变化时的传热计算、SAS程序中子物理与衰变热计算、CEFR主泵工作特性4个分离效应分别验证FASYS程序点堆方程、燃料棒与冷却剂换热方程、衰变热计算方程、泵的水力方程4个模型的正确性,使用EBR-Ⅱ SHRT-17、SHRT-45R这2个整体效应初步确认FASYS程序能否用于模拟钠冷快堆的失流事故的过程。结果证明了使用FASYS程序模拟失流事故可行,并具有较高的准确性。