IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃～200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。     

熔融物碎裂特性的MPS研究

在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速变得扁平,同时出现Rayleigh-Taylor(RT)不稳定性和边界层剥离现象。在碎裂初始阶段熔融物前沿的速度会迅速下降15%。熔融物碎裂行为的模拟结果与实验模拟结果符合较好,验证了MPS模拟熔融物行为的合理性。     

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。     

压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较.     

熔融物材料扩散系数的从头算分子动力学计算

为获得核反应堆严重事故后期反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物微观组织的演化规律,需要对熔融物的材料物理性质进行研究。以熔融池中发生熔化过程的实际材料,包括燃料芯块UO₂、包壳管熔融后的U-Zr-O材料以及不锈钢构件熔融后的U-Fe-O材料为研究对象,采用基于第一性原理的从头算分子动力学模拟了熔融物材料高温液态下的原子扩散行为。研究结果表明,在高温液相中的U、Zr、Fe、O的原子扩散系数与原子质量呈负相关,且在相同温度下受组分的影响较小,仍保持相对稳定的比例关系。不同原子扩散系数的差异理论上会导致熔融池形成分层结构,因此,可对比上述3种材料在高温液态下各种原子的扩散系数,确定直接的量化关系,为在大尺度下进一步研究熔融物微观组织的演化奠定基础。     

熔融物热细粒化的实验研究

通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热细粒化机理,给出了细粒化机理分区图谱。     

反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析（DCA）模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。     

运用MC3D程序计算分析堆坑内堆芯熔融物与冷却剂反应

简要介绍了国际上用于计算分析反应堆堆芯熔融物与冷却剂反应（FCI）的主要程序及其差异。随后,介绍了法国FCI计算分析程序MC3D的特点、验证和使用情况,以及运用MC3D程序计算分析反应堆压力容器外FCI的过程和结果,并总结了在MC3D程序使用过程中遇到的问题和解决办法。     

堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。     

LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究

获取某压水堆核电厂相关参数,建立堆芯及维护结构三维模型,采用大空间自然对流换热和相邻八棒辐射换热模型,求解二维瞬态导热微分方程,计算事故发生后堆芯温度发展及熔融过程。研究表明:随着事故进程的发展,堆芯水位降低,堆芯温度升高,堆芯最高温度点逐渐下移。在事故进程560 s后,控制棒开始熔融;1200 s后,不锈钢棒开始熔融;燃料芯块在2700 s后开始熔融,7000 s后,堆芯熔融份额超50%。大部分堆芯节点熔融时,围桶结构仍未熔融。熔融物直接掉落,向下封头内发生初始迁移。蒸汽对流换热和辐射换热均能影响燃料棒熔融时刻,且蒸汽对流换热占主导地位,蒸汽的影响不能被忽略。辐射换热具有展平堆芯温度的作用。     

熔融金属液滴热细粒化过程研究

熔融液滴的细粒化是决定燃料与冷却剂相互作用破坏后果的关键过程,它决定最终的热能与动能的转化比,是预测事故后果的重要因素之一。然而目前对该过程中基于本身内能的热细粒化机理尚不清楚。本工作通过单个熔融金属液滴与水相互作用的实验,借助高速摄像系统对熔融液滴的热细粒化现象进行拍摄,观察发现熔融金属液滴与水的相互作用经历了若干次加速膨胀细粒化过程,测量到熔融液滴的细粒化时间为0.8ms,两次细粒化的时间间隔为0.8ms,细粒化加速膨胀时间仅为0.4ms。根据实验观察和分析,提出了一种由熔融液滴与水接触面不稳定沸腾效应引起的热细粒化机理。     

圆管中UO2凝固过程的机理研究

为了研究UO2在快堆中凝固的机理,对金属圆管内UO2的传热受阻凝固模型、整体凝固模型和Fuel Caps凝固模型的机理进行了介绍,并以GEYSER实验为对象,对3种模型进行了分析比对.结果表明,Fuel Caps凝固模型可以从机理上较好地模拟管道内UO2的凝固过程,但在该模型中,压差和熔融物前端的流型对于凝固过程的影响机理还有待进一步的实验研究和模型完善.     

冻融法合成Sr高效吸附剂硅钛酸钠

"冻融法"合成了高效除Sr吸附剂。经扫描电镜(SEM)、差示扫描量热仪(DSC)和热重分析(TG)等分析方法对吸附剂进行了形貌及成分表征。考察了吸附剂硅钛酸钠对非放射性模拟废液中Sr的去除能力,验证了硅钛酸钠对放射性废液中90Sr的深度净化能力。实验结果显示,合成的硅钛酸钠对废液中Sr的吸附效果十分出色,在室温、pH=13的条件下,硅钛酸钠对非放模拟废液中Sr的吸附Kd值超过105 mL/g;同时所制备的吸附剂具有极强的耐盐性。"冻融法"制备吸附剂过程简单、产量大,适于工业化生产。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

用蒙特卡罗方法对60Co数字辐射成像系统检测射线束的准直研究

应用蒙特卡罗方法模拟了^60Co辐射成像系统检测射线束的准直过程。通过分析MCNP程序给出的计算数据，讨论了源室、准直器和侧屏蔽体在射线准直过程中的不同作用，对实现成像系统射线的准直具有参考价值。     

初混合阶段熔融金属的热工水力特性

采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水碎化的过程.实验研究了熔融金属温度、入水事度、冷却水温度对熔融金属液柱下过得程的影响.实验结果表明,无量纲碎化长度与公式吻合得很好;熔融金属温度对金属下落速度没有影响;提高冷却水温度对熔融金属液柱的下降速度有一定的促进作用;大直径金属液柱的平均下降速度明显大于小直径的平均下降速度.     

Experimental Study on Fluoride Volatility Process for Thorium Fuels

Selective removal of uranium from (Th/U)O₂ by fluorination with fluorine was studied experimentally. The fluorination was performed both in a small boat and in a 2 inch inner diameter fluid-bed reactor.

Fuel particles tend to agglomerate in the reactor due to the large amount of reaction heat and the comparatively low melting point of ThF⁴. The fluorinated fuels produced in the fluid-bed reactor were found to be partially agglomerated. Fractional retention of uranium was smaller in the agglomerated parts than in the un-agglomerated, and smaller in the outer layers of the cakes than in the core.

On the other hand, it was also established beyond doubt from the results of the small boat fluorination experiment that heavy agglomeration inhibits the volatilization of uranium in the form of UF₆. Inhibition of the violet exothermic reaction by lowering the fluorine pressure in the early stage of fluorination was found to be a very effective method of obtaining high uranium recovery. It was demonstrated that more than 99% of the uranium could be volatilized within 4 to 5 hr at a temperature of 580°C.

The experimental results on the effects of temperature, particle size and fluorine concentration are presented. The variations of reaction rate observed in the course of fluorination are also discussed.