小型自然循环铅冷快堆超功率失热阱并发瞬态分析

基于100 MW级小型自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)建立一回路冷却系统模型,利用RELAP5程序进行初始稳态运行验证。对有/无保护超功率失热阱并发、有保护超功率失热阱并发事故进行瞬态安全分析。结果显示:在有保护超功率失热阱并发事故过程中,停堆保护作用使反应堆处于安全状态;而对于无保护情况,由于反应性负反馈作用,500 s内反应堆实现自动停堆,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均低于安全限值。瞬态模拟验证了该新型反应堆良好的自然循环特性与固有安全性。     

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

小型铅铋冷却快堆瞬态安全分析

本文基于多通道热工模型与功率计算模型,在快堆分析程序SARAX的基础上开发了可用于分析小型铅铋冷却快堆在无保护超功率事故、无保护失流事故及无保护失热阱事故发生时瞬态安全特性的计算功能,并利用该程序计算了在不同事故情况下,堆芯反应性、功率以及热工参数随时间的变化,分析评价了堆芯的中子学和热工水力学性能。结果表明所设计的堆芯在发生事故时具有固有安全特性。     

小型自然循环铅基快堆固有安全性分析研究

自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水10倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的自然循环能力,是设计自然循环反应堆的理想冷却剂。目前,国内外学者关于小型自然循环铅基快堆的研究主要集中于概念设计研究,关于该堆型的固有安全性研究较少,相关事故演化机理尚未明晰。本文在系统介绍小型自然循环铅基快堆的技术特点和研究现状的基础上,开展100 MW_(th)级小型自然循环铅基快堆无保护事故分析,深入探讨在极端假设事故工况下小型自然循环铅基快堆的固有安全性,为相关设计研究提供参考。     

水和液态铅-铋的自然循环流动相似性研究

自然循环铅-铋冷却反应堆是反应堆发展的重要方向,掌握铅-铋自然循环流动特性是发展自然循环铅-铋冷却反应堆的关键,实验模化相似性研究是其中进行的最广泛的方法之一。本文以相似理论为基础,采用理论推导研究和数值模拟相结合的方式探究用水来模拟铅-铋流动特性的可能性。最终结果显示在稳态工况和瞬态工况下,用水模拟铅-铋的流动特性都是可以实现的。     

自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。      

国外铅铋堆发展及军事应用

正铅铋堆具有固有安全、易小型化、可持续性好等显著优势,是先进核能系统的重要研究方向,在世界范围内积累了大量的研究经验和成果。铅铋堆军事应用前景广阔,具有作为小型高功率电源为偏远军事基地供电、供热的潜力。1国外铅铋堆研发与应用1.1俄罗斯SVBR-75/100反应堆研发进展SVBR-75/100反应堆是俄罗斯开发的小型模块化液态铅铋合金冷却快堆。它以核潜艇液态铅铋合金冷却反应堆技术为依据,建立在经实践证实的技术规范基础上,是第四代核能论     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和²⁰⁸Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明：在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和~(208)Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却.铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响.本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分...     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

铅铋-水直接接触沸水快堆系统子通道耦合热工分析

新概念铅铋-水直接接触沸水快堆（PBWFR）结构紧凑,具有可移动性,在海岛、偏远地区具有很强的应用价值。本文通过将铅铋合金冷却快堆子通道分析程序SUBAS和铅铋合金冷却快堆热工水力系统安全分析程序SACOL耦合,对PBWFR进行分析,重点分析了无保护超功率（UTOP）事故,得到了PBWFR堆芯子通道和系统热工水力特性。结果表明,SACOL程序与耦合程序计算结果的相对误差不超过4%,证明了单向耦合和分步计算的正确性和合理性。采用耦合计算能更加准确地描述事故后组件内各子通道的热工参数变化,弥补了单通道程序分析的不足。在UTOP事故分析中,随着功率上升,包壳温度会迅速升高,热通道内包壳温度最高会达到834 ℃,超过许用限值800 ℃而导致包壳失效。因此包壳温度需在事故开始时具有足够的安全裕量,才能保证事故后反应堆的长期安全运行。     

基于CFD的铅铋快堆上腔室降阶热分层模型开发

在铅铋快堆紧急停堆后，上腔室发生热分层现象对堆内结构完整性和自然循环余热排出能力产生重要影响，需要重点关注。为克服传统热分层分析方法的缺陷，基于计算流体动力学（CFD）程序Fluent得到高精度的全阶快照，通过特征正交基分解（POD）与Galerkin投影结合的方法构建降阶热分层模型。通过与CFD全阶热分层模型对热分层现象进行对比分析，研究结果表明所开发的降阶热分层模型能很好地模拟上腔室温度分布，能快速地开展铅铋快堆事故下的热分层界面特性研究。本文研究对热分层现象产生机理、有效遏制热分层现象产生提供了重要分析工具。     

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

铅基快堆具有良好的自然循环能力，研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值，而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程，确定主要的无量纲相似准则群；基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析，获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数；对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数，开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明，SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好，建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。      

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析

为探索铅铋冷却快堆子通道的热工水力特性,自主研发了SACOS-PB子通道程序。本工作以矩形通道9根棒束组件为例,使用SACOS-PB程序对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用CFX软件进行验证。结果显示,SACOS-PB程序计算结果与文献值比较符合,与CFX软件计算结果符合度也较高。使用SACOS-PB程序分析比较了3种组件结构,表明在铅铋冷却快堆中更适宜使用六边形通道,为进一步对铅铋冷却快堆子通道进行热工水力特性分析奠定了基础。