铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

针对铅铋冷却沸水快堆（PBWFR）主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故（UTOP）。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。      

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象,采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法,通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段,在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明:铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值,径向最大速度为0.431 m/s;入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响,压力、横流速度、轴向速度变化较大;热工参数变化符合流动与传热机理,临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K,此处最大热流密度为323.55 kW/m2。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。      

铅冷快增殖堆物理和热工水力研究

对25MW电功率铅冷快增殖堆堆芯进行了物理和热工水力概算，并将计算结果与相同功率的钠冷快增殖堆的结果进行了分析比较。从初步概算的结果来看，铅冷快增殖堆是一种安全可行的快增殖堆堆型。     

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。     

核供热堆NHR特有的热工水力问题——试验研究和计算机程序综述

本文简要总结了AST型核供热堆（NHR）的热工水力问题,其试验研究工作已在试验装置上完成,并开发了用于AST－500热工水力特性计算和安全分析的计算机程序。     

铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,利用计算流体力学（CFD）程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象：铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明：CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。     

铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象：铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明：CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。     

面向冷却剂温度控制的铅基冷却反应堆热工水力系统传递函数建模方法

反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

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。     

基于OpenFOAM的铅基快堆流体通道内两相流研究

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性,模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响,本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM,应用基于VOF方法的数值模拟,构建了铅基快堆中常见的三角形通道模型,通过与子通道程序的验证和单相条件下实验的校核,检验了所用代码的准确性,并对堆内冷却剂通道的两相流进行了模拟。模拟结果表明：随着两相流流速的增大,冷却剂出口温度降低。气液两相流在内通道流动过程中,气相基本在通道内部流动。随着轴向高度的升高,气泡会在内通道的中心区域聚合;燃料组件的角通道是气泡含量多的区域,会造成局部传热恶化,导致组件烧毁。     

长寿命小型自然循环铅基快堆燃料选型

针对铅基快堆长寿命、小型化、自然循环的设计目标,构建铅基快堆堆芯模型并开展燃料选型研究,选取U-Pu、Th-U循环燃料及氧化物、氮化物、碳化物、金属燃料,分析比较了不同燃料的物性参数、在不同能谱条件下的堆芯物理特性。结果表明：在偏软能谱中,Th基燃料堆芯增殖能力更强,反应性系数负值更大,热工安全裕量更大、裂变产物容留能力更强;PuN-ThN燃料堆芯燃耗特性最佳,可在较疏松栅格条件下获得较强增殖能力,减少燃料装载量,确保固有安全性,兼顾堆芯长寿命、小型化、自然循环设计要求;但堆芯有效缓发中子份额较小,不利于反应性控制。     

Study on Two-phase Flow in Fluid Channel of Lead-based Fast Reactor Based on OpenFOAM

In order to study the thermal-hydraulic characteristics of two-phase flow caused by the special thermal properties of lead/lead-bismuth in lead-based fast reactors, the influence of bubble in fluid channel on the heat transfer capacity and safety of the core was simulated. In this paper the open source CFD calculation software OpenFOAM was adopted, and the numerical simulation was applied based on VOF method to construct a common triangular channel model in lead-based fast reactor. By simulating the two-phase flow of the coolant channel, it is found that as the flow rate increases, the outlet temperature of the coolant decreases. In the flow process of the gas-liquid two-phase flow in the channel, it can be found that the gas phase basically flows inside the channel. In the simulation of the fuel assembly, the corner channel is an area with a large amount of bubbles, which will cause the local heat transfer to deteriorate and cause the fuel assembly to burn out.     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

基于克里金方法的快堆燃料组件设计

为详细研究快堆组件棒束中的流动与换热两方面因素对组件热工水力特性的影响,本工作采用克里金方法研究快堆燃料组件的设计参数。由计算结果可知：保证组件出口平均温度不变,随组件压降的升高,满足条件的P/D和H/D范围变化有一定的方向性,逐渐靠近原点;保证组件棒束的压降不变,随组件出口平均温度的升高,P/D和H/D范围变化不具备方向性。根据计算结果可在给定输入限值条件下得到组件满足条件的设计参数范围,可为今后大型快堆的燃料组件选型提供参考。     

百千瓦级空间锂冷快堆系统热工安全特性研究

随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。     

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟,对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则,分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt 液态燃料熔盐堆的一种概念设计,分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配,对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。