体热源沸腾池的建模及其验证

在事故保护系统和自动停堆系统失效的假设下,快堆中一大类事故可能会发展到熔融池和沸腾池阶段,此阶段的特征是:液态钢和液态燃料为池内主要成分,以燃料的裂变热为体热源,整个池子被附着在冷壁面上的UO2固化壳包裹,当其中钢的温度超过沸点时,便开始沸腾。建立了一个半经验模型来描述体热源沸腾池的行为。模型中,用漂移速度模型来预测空泡份额分布,用修正后的Greene关系式计算平均传热系数并在此基础上根据实验结果确定局部传热系数,用焓方法求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度。对SCARABEE BF2实验(单组分UO2沸腾池)及BE+2(UO2 钢混合沸腾池)进行了模拟计算,计算结果与实验结果基本吻合。     

钠冷快堆单个燃料组件冷却剂沸腾的数值模拟

在正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全堵流可能会产生相当严重的后果 ,对其后续事故序列及其潜在的破坏能力进行预测是必要的。对模拟这种现象的SCARABEEBE +1实验在包壳流动之前的阶段进行了数值模拟。程序中采用了两流体、六方程模型来描述沸腾及两相流动 ,应用子通道方法来对基本方程进行离散化 ,以半隐数值方法进行了求解。计算结果与实验观测相吻合 ,这表明该程序可以比较准确地预测单个燃料组件在瞬间完全堵流之后 ,包壳流动之前的行为。     

快堆沸腾池数学模型

单组件盒内的沸腾池是快堆燃料组件瞬时堵流事故发展的一个重要阶段,这个阶段之后将会导致熔融物向组件盒外的传播.为了了解沸腾池的内部机理,本文建立了单组分沸腾池机理模型:采用漂移速度模型预测池内空泡份额的分布,用焓方法求解包裹沸腾池的燃料固化壳的温度场及厚度.根据不同的流型,对沸腾池和壁面间的换热Greene关系式进行了一些修正.结果表明,沸腾池的形成是由于冷却剂的排热能力降低,而形成的内部产热量和外部排热量的不平衡而导致的;这个热量的不平衡量是产生气泡的根源.Greene经验关系式适用于没有产生气泡之前的熔融池,形成沸腾池之后,要根据不同的流型对其做相应的修正.     

快堆中钠环境下熔融物传播模型的建立与验证

快堆在超设计基准事故下运行,会导致燃料元件的熔化,并很快形成燃料和钢的混合沸腾池,池壁破损之后,高温熔融物将向组件盒间隙以及相邻组件中传播,使事故进一步升级.为了弄清熔融物传播的机理,采用了机理建模的方法,分别建立了导热冻结和整体冻结两种机理模型,在英国的SES实验及法国的PV-A实验上进行了验证,得出了有关冻结机理和钠流动的相关结论,通过对传播的相关参数进行比较分析.得出了熔融物传播的相关结论.     

钠沸腾数学模型及其在BE+1上的验证

快堆在发生单个燃料组件瞬间完全堵流事故时,会引起堆芯内的冷却剂沸腾.钠沸腾所形成的压力和物质分布对后期事故的发展有重要影响.为了对事故进行总体性分析,本文选择两流体六方程模型,用子通道的方法进行网格划分,用D. R. Liles等人开发的半隐数值方法进行求解;在法国的BE 1实验中进行了模型验证;根据计算结果,对事故下钠的两相热工水力行为进行了解释.     

快堆局部事故时受损燃料组件的径向传热机理

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列，根据SCARABEE系列堆内实验建立了模型，针对SCARABEEBE+1实验的计算结果与实测数据吻合，进一步使用该模型对实际快堆中的单组件完全堵流事故进行了预测。结果表明：1）对实际快堆中发生全堵的燃料组件而言，其外部的冷却条件与SCARABEEBE+系列实验非常相似；2）堵流组件向上和向下的传热可忽略不计，径向传热对事故有较强的延缓作用；3）随着时间推进，径向传热的主导机理依次为液态钠单相对流、钠蒸汽在组件盒内壁冷凝、体热源沸腾池散热。     

过冷流动沸腾中汽泡脱离直径的理论研究

汽泡脱离直径模型是壁面沸腾计算中的一个重要子模型。为了正确预测过冷流动沸腾中的壁面传热情况,研究结合新改进的汽泡生长模型,采用力平衡方法对过冷流动沸腾中的汽泡脱离直径进行了模拟。汽泡生长模型同时考虑了微液层、过热层和汽泡顶部过冷液体层对汽泡生长所做的贡献,并采用饱和沸腾与过冷沸腾2个实验对其进行了验证,结果表明预测曲线与实验值吻合良好。另外,选取了3个过冷流动沸腾实验来验证汽泡脱离直径模型,模拟结果均在可接受的误差范围内。      

快堆组件盒壁破损机理模型的建立与验证

快堆内发生超设计基准事故后，故障组件盒会发展到沸腾池，事故下一步的传播取决于池壁破损。文章采用机理建模方法，对3种主要盒壁破损机理建立模型，并在法国SCARABEE堆内实验中的BE+3和PV-A实验以及堆外GEYSER实验上进行了模型验证，模型计算结果与实验结果吻合较好。根据模型计算结果，对PV-A实验的池壁破损给予了合理解释，总结出快堆池壁破损的相关结论，并对堆内发生燃料-冷却剂相互作用（FCI）的可能性进行分析，给出了相关结论。     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

钠冷快堆中熔融池模型的建立与验证

快堆在超设计基准事故下运行时,会导致钠沸腾和干涸,如果不能及时停堆,接着就会产生燃料元件的熔化坍塌,在组件盒下部形成熔融池.为了对熔融池给出合理的安全分析,采用机理建模的方法,建立了完整的熔融池模型,并在法国的SCARABEE系列实验中的BF1三种功率的实验上进行了验证,和实验吻合较好,通过和所验证过的GEYSER及BF2等实验模型进行比较,得出了有关熔融池机理的相关结论.通过排热和温升等相关数据的比较,对熔融池向外的排热形式给出了合理分析,并得出了相关结论.     

快堆中熔融物在相邻组件中传播的数学模型

快堆发生堆芯熔融事故,会形成熔融池和沸腾池,熔融物在向相邻组件中传播时,是否造成相邻组件径向方向的全堵是事故进一步发展的关键.为了弄清熔融物在相邻组件中传播的机理,本文基于英国sMPR系列实验中的管排型实验装置,分别建立了导热冻结和整体冻结的数学模型,并用英国SMPR系列实验中的A2、A3实验数据进行了验证.结果表明,导热冻结和整体冻结都会使熔融物停止传播;在固化壳生长机理和熔融物温降等相关因素的共同作用下,压差越小,越偏向于导热冻结;导热冻结数学模型预测的固体结构温度及固化壳生长更符合实验结果.     

快堆严重事故中熔融物传播的双组分冻结模型

快堆在严重事故下,将导致燃料及结构材料形成熔融池和沸腾池,熔融物最终熔穿组件盒壁,向盒外曼延.为弄清混合熔融物传播的机理问题,本文采用了机理建模的方法,建立了导热冻结和整体冻结两种机理的数学模型,并与英国的SES堆外实验进行了验证,和实验结果吻合较好.通过与法国GEYSER实验中验证过的单组分模型比较,分析出钢成分在混合熔融物的冻结中所起的作用,得出了双组分熔融物传播的相关结论.     

ARMA models in the analysis of temperature noise measurements in a Super-Phenix subassembly mock-up

The noise analysis methods play an important role in the early, reliable detection of local cooling disturbances in a fast reactor subassembly such as sodium boiling or blockage, which are considered among the initiating events of major disruptive core accidents. In this paper we apply the Box and Jenkins auto-regressive moving-average ARMA models to the analysis of several temperature time-series measured by the Commissariat à l'Energie Atomique in the course of the CFNa experiment carried out at the nuclear center of Grenoble. The source of data is a thermocouple placed at the outlet of a Super-Phenix subassembly mock-up. The analysis shows that a simple ARMA (3,2) model adequately accounts for the observed fluctuations. This model provides methods for a continuous, in situ estimate of the thermocouple time constant, for the identification of a suitable boiling and blockage indicator and for the detection in real time of suddenly occurring disturbances.     

Preliminary thermal-hydraulic phenomena investigation during total instantaneous blockage accident for CEFR

The Chinese Experimental Fast Reactor (CEFR) is under installation and commissioning right now. It is essential to investigate core disruptive accidents (CDAs) for the evaluation of CEFR's safety characteristic. As part-I preliminary investigation, accident of total instantaneous blockage (TIB) in single subassembly scale is modeled and analyzed. The degradation scenario has been calculated by a fluid-dynamics analysis code for liquid–metal fast reactors (LMFRs). For further investigation of accident process and influence to the neighboring bundles, seven subassembly domain is then simulated and calculated as part-II investigation. Total instantaneous blockage is assumed to occur in the center subassembly under normal operating conditions and consequences to neighboring assemblies are studied. The result shows that the key events, such as sodium boiling, clad melting, fuel particles relocation, hexcan melt-through and melt propagation into neighboring six assemblies symmetrically are adequately simulated. From comparison and discussion of the CEFR's results with the SCARABEE tests and Superphenix (SPX1)-type reactor simulation, it is concluded that all the key events appear in the same sequence whereas the propagation is limited in neighboring six assemblies. The discrepancy is probably due to less fuel inventory and better cooling capacity in CEFR subassembly design. TIB calculations help to give a better understanding and prediction of hypothetical accident scenario in subassembly blockage accidents for CEFR.     

Detection of local boiling in an LMFBR subassembly by temperature fluctuations analysis at the outlet

The aim of the experiments is to detect boiling in a sodium cooled subassembly by measuring fluctuations behind the bundle outlet. The measurements were carried out on an electrically heated 28-rod bundle with a partially blocked section. Fast responding thermocouples were installed downstream of the bundle outlet and downstream of a flow mixing system. Statistical parameters were investigated such as root mean square (RMS) and power spectrum density (PSD). The boiling conditions were generated by reducing the system pressure or flow velocity reduction. The experiments have shown that statistical analysis of temperature fluctuations can produce significant results in the detection of boiling behavior at both the outlet of a subassembly, and behind a flow mixing system.