快堆严重事故工况下燃料组件盒破损机理的研究

在钠冷快增殖堆安全性分析中,六角形不锈钢燃料组件盒的破损时间和位置是一个重要的问题.对于严重的局部事故而言,钢盒破损的可能性基本上等同于事故向邻近燃料组件蔓延的可能性.本文以SCARABEE-N系列实验和SIMBATH系列实验为基础,对快堆严重事故工况下六角形钢组件盒的破损机理进行了研究.对于冷却状况良好的组件盒,提出了一种新的熔穿机理:局部热侵蚀进而诱发钠侧局部烧干,随后发生熔穿.在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在单个燃料组件瞬间完全堵流事故工况下组件盒破损的时间进行了预测.预测结果为,相邻燃料组件的六角形钢盒应该在堵流后7.2～8 s发生熔穿,随后事故开始向相邻的燃料组件蔓延.     

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。     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明,在流量为10.92~18.67 kg/s时,计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高,呈现出周期为1/3螺距的波动,内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况,为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。     

快堆燃料组件水力特性计算

文章用理论计算和工程经验相结合的方法给出了我国自行设计的快堆燃料组件(参考设计)的水力特性。并与用国际上发表的多种关系式计算结果进行了比较,吻合较好。该计算结果对燃料组件的设计和热工计算有一定的参考价值。     

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

      提出了一套新的方法流程,用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库,再根据具体问题中的材料信息,经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面,经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并,最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件,其中一般核素以微观截面的形式表示,裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算,采用REBUS-3进行燃耗计算,对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱,最终结果与参考报告较为符合,初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。      

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。     

气冷快堆燃料组件均匀化初步研究

气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。     

快堆燃料组件少棒替代方法研究

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。     

快堆燃料组件的子通道分析

开发了ＴＨＡＳ－ＰＣ２子通道分析微机程序，用于计算稳态和瞬态工况下快堆燃料组件的流量、温度和压力等参量分布。对ＥＦＲ燃料组件的稳态和瞬态计算结果如下：堆芯出口平均温度和温长分别为５５７℃和１５７℃，最高包壳表面温度为６０１℃，它发生在中心燃料棒上，最大冷却剂温度为５９３℃；主泵断电二次停堆事故作为瞬态计算，算得的最高冷却剂温度和最高包壳表面温度分别为６３０℃和６３７℃（当ｔ＝２ｓ时），它们都远低于     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

快堆组件稠密棒束数值模拟

为详细研究快堆组件稠密棒束中的冷却剂流动方式,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行了三维数值模拟,并与已公开发表的文献结果进行了对比。由计算结果可知：计算得到的摩擦系数结果在Re为35885～61354时与试验结果符合较好;从中心到外围,横向流和轴向流在不同的方向和位置呈现出不同的流动特性。根据模拟结果可更准确地预测棒束通道内的流动情况,可为今后稠密棒束组件水力学设计和子通道内流量测量试验提供参考。     

混合能谱超临界水堆快谱组件优化设计

本工作从热工水力和中子物理两方面对混合能谱超临界水堆混合谱堆芯的快谱区多层组件进行优化设计。对于轴向以再生区和裂变区交替布置的快谱组件,分别改变其轴向布置方式、燃料芯块直径、栅径比及外围燃料棒距组件盒最小距离,并分析它们对组件热工和物理性能的影响,从而得到较优的参数范围,尽可能提高混合谱超临界水堆的固有安全性和经济性。     

中国实验快堆燃料组件频率测量试验

堆芯的安全性极其重要,反应堆堆芯组件的抗震分析比较困难。为给中国实验快堆堆芯组件的数值分析提供依据,同时也为安全审评提供基本数据,利用动态测量系统完成了单根燃料组件分别在空气和水介质中频率的测量。试验中,分别采用了3档不同幅值的激励力。考虑安装公差对频率的影响,采用重新安装燃料组件的方法重复测量。经分析,试验结果合理可靠。     

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.     

快堆核燃料循环模式的经济性评价

以快堆核电厂的核燃料循环过程及核燃料循环模型为基础,利用注销法对2种核燃料循环方式进行经济性计算和分析;同时,也将快堆燃料循环经济性与压水堆(PWR)燃料"一次通过"的经济性进行对比。按目前价格水平计算,PWR"一次通过"的核燃料循环方式比快堆核燃料循环模式的经济性好,但随着天然铀价格的上涨以及燃料后处理技术水平的进步,快堆核燃料循环费用有望达到或低于PWR"一次通过"的核燃料循环费用。     

中国先进研究堆标准燃料组件堆外水力稳定性试验

中国先进研究堆（CARR）标准燃料组件由滚压在两块侧板上的21块燃料板组成。堆外水力试验的目的是考验在水力冲刷条件下燃料组件的结构稳定性。试验件是按照正式产品制造工艺制造的贫铀组件,试验平均流速为12m/s,是满功率运行流速的120％。先后试验了2个组件,第1个组件试验60d,是满功率运行时间的120％,试验后观察到固定下定位梳的销钉松动,下定位梳严重磨损了燃料板;工艺改进后制造的第2个组件试验120d,是满功率运行时间的240％,试验表明,第2个组件结构完整。试验中对组件结构稳定性和燃料板腐蚀性能,诸如组件的压差、燃料板振动、包壳表面腐蚀深度等进行了研究。