CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析

本文建立了中国先进研究堆标准燃料组件单组件的流-固耦合共轭传热CFD分析模型。通过1组稳态流量工况的分析,拟合获得燃料组件的阻力特性曲线。在堆本体CFD分析模型强迫流动工况计算结果的基础上,开展了标准燃料组件自然循环数值模拟分析。计算结果表明,在设定工况下,不仅释热能安全载出,而且可保证热组件任何位置均不会发生冷却剂泡核沸腾和流动不稳定性。计算得到了自然循环建立过程组件内冷却剂温度、燃料包壳和芯体的温度分布、热点位置以及循环流量的变化规律,为研究热组件的瞬态热工水力特性提供了理论方法和参考数据。     

中国先进研究堆堆芯流量分配计算

针对中国先进研究堆(CARR)正常运行强迫循环工况和自然循环工况下堆芯内冷却剂流动方向相反的特点,开发了堆芯流量分配计算程序。程序针对这两种运行工况进行了全堆芯的数值模拟,得出堆芯流量分配计算结果和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场。计算发现两种工况下堆芯内各通道的流量份额变化不大,表明流量分配主要取决于通道几何形状和尺寸,基本可以忽略功率分布不均的影响。     

中国先进研究堆停堆冷却措施及其主要特点

停堆后冷却问题是中国先进研究堆(CARR)重要的安全问题之一.冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有较重要的影响.CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的策略实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却.停堆冷却的过程具体分为主泵大质量惯性飞轮惰转强迫冷却、应急堆芯冷却系统强迫冷却、自然循环功能部件动作实现全堆芯自然循环3个阶段.3个阶段既相互衔接又相互独立,每个阶段各有特点.停堆冷却策略的实施证明,CARR停堆冷却过程是可靠、有效、合理的,符合先进研究堆的发展趋势.     

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC.利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析.计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性.计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象.     

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。     

中国先进研究堆停堆冷却策略

停堆后冷却问题是中国先进研究堆（CARR）重要的安全问题之一，冷却措施的实施对CARR的安全和建设投资有重要的影响。有关停堆冷却系统应严格遵循核安全法规，确保其可靠性和安全性。CARR采用停堆初期的强迫循环及停堆后期全堆芯自然循环相结合的方式，实现正常停堆和事故停堆后的堆芯冷却。     

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。     

CARR铱源试验靶件设计和试验验证

为配合中国先进研究堆(CARR)铱源辐照生产项目,设计制造了铱源试验靶件,对试验靶件的设计参数、结构尺寸进行了介绍。在堆外使用专门的传热装置模拟铱源靶件的外部和内部传热工况,测量了用于模拟辐照罐壁面温度和样品温度的传热装置的壁面温度和内部温度,结果验证了热工分析方法是合适的。入堆试验靶件由含有铱片样品的辐照罐和等量发热的模拟罐组成。堆内试验获得的数据综合验证了试验靶件物理热工的分析结果,这个结果可对CARR铱源辐照生产安全评审提供依据且偏于安全。     

板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。      

小型铅基堆自然转强迫循环热工水力瞬态特性分析

小型铅基堆运行于自然循环工况时为了大幅提升功率输出能力,运行工况需要由自然循环转换到强迫循环。然而在转换过程中,由于主泵的突然开启,流量迅速增加,导致堆芯功率以及反应性等参数剧烈波动,这会威胁到反应堆安全。因此,本文采用RELAP5/MOD4.0程序对10MW小型铅基堆进行仿真建模,分析了铅基堆在自然转强迫循环过渡过程的瞬态特性及其影响因素。计算结果表明,首先,初始功率水平越高,功率峰值越高,反应堆周期越小,这可能威胁反应堆的安全,因此需要依据核功率保护整定值选择出安全转换的最高初始功率水平(54%FP)。其次,采取人为干预措施或者逐次开启主泵措施可以有效减小功率等参数波动,提高了安全转换的最高初始自然循环功率水平,这对提升反应堆在转换过程中的安全性与可靠性具有重要意义。最后,制定了一套优化的运行控制策略能够确保其在较高功率水平下(70%FP)实现自然向强迫循环快速平稳安全地转换。     

中国先进研究堆稳态自然循环能力分析

针对中国先进研究堆(CARR)的结构和运行特点,开发了CARR自然循环能力计算程序,计算得到了不同池水温度条件下CARR自然循环能力,并分析了池水温度对CARR自然循环特性的影响:自然循环冷却剂流量随池水温度的升高而增大,但自然循环能力(带走的堆芯功率)随池水温度升高而降低.基于理论推导和程序计算结果,提出了一个适用于预测不同池水温度下CARR自然循环流量和堆芯功率的简单关系式,该关系式预测值与程序计算结果误差小于±10%.     

微型中子源反应堆热工水力安全分析

微型中子源反应堆（简称微堆）是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。     

中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。     

板状燃料组件入口堵流事故下流场和温度场的瞬态数值计算

板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂一般采用自上向下的强迫循环方式。在某些事故工况下,譬如由于燃料元件的辐照肿胀、堆内材料碎片或异物随冷却剂循环流入堆芯,可能引发堵流事故。该事故将造成燃料板失冷,板温升高,可能导致局部冷却剂蒸干,威胁燃料包壳的完整性,甚至造成放射性外泄,引发严重事故后果。本文采用CFD软件ANSYS FLUENT 12.1对板状燃料组件在入口95%部分堵塞和全部堵塞的工况进行了瞬态数值模拟。计算中考虑了冷却剂和燃料板的流固耦合传热问题,并对所得三维流场、温度场及影响因素进行了分析。     

中国先进研究堆冷中子源系统充氘综合调试

正中国先进研究堆(CARR)冷中子源装置采用单相液氘作为冷中子慢化剂,液氘慢化剂通过堆内装置热交换器热虹吸回路封闭式自然循环和氦气夹层内低温氦气(约19K)的冷却维持在液态。CARR冷中子源系统充氘调试主要目的为:1)实现首次氘装载、冷中子源冷态运行考验及带核综合试验,验证冷中子源系统满足合同规定的技术要求,能够安全稳定地运行;2)测量冷中子源热负荷、冷中子源运行模式运行参数验证以及冷中子     

CARR全堆芯流致振动模型设计概况

CARR全堆芯流致振动试验是在CARR堆1:1试验模型上,进行堆内构件流致振动试验,属于工程验证试验。CARR堆与压水堆结构不同,堆芯结构较小,柔性件更多,流场复杂,堆芯流速高,流致振动问题较为突出,因此,通过流致振动试验确定堆内各重要构件的振动特性和在各种运行工况下的流致振动响应(频率、应变、振幅),找出本体结构设计的薄弱环节,以便为可能的设计修改提供参考依据,按照有关规范评定各部件在设计寿期内因流致振动而产生的疲劳特性以及为安全评审提供重要依据。     

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。     

HFETR流量反转分析研究

中国高通量工程试验堆（HFETR）在流量反转过程中,堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型,进行了相关的研究,得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850kW,自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明,现运行模式能保证反应堆的运行安全,为以后运行模式的完善提供了支持。     

CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析

自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。     

多系统耦合下自然循环特性试验研究与计算分析

以典型压水堆为原型堆,基于比例模化方法设计建造了自然循环试验装置(FITY),在自然循环试验装置上开展了多回路系统自然循环耦合的稳态及瞬态试验,并利用RELAP 5程序对试验工况进行计算分析。试验及计算结果表明:系统压力对自然循环流量基本无影响,自然循环流量随加热功率的增加而增加。不同降压及功率瞬变过程后均建立了稳定的自然循环,其最终状态与中间经历的瞬态过程无关。