跨临界泄压瞬态传热特性的模型敏感性分析

在停堆或失水等事故工况下,超临界水冷堆将经历跨临界泄压过程,系统压力从超临界状态降到拟临界点22.064MPa以下。而对于次临界区,临界点附近的临界热流密度值很低,极易发生沸腾临界,导致加热棒壁面温度迅速升高,因此跨临界泄压过程是超临界水冷堆失水事故安全分析的关键。目前,跨临界泄压瞬态过程可以通过系统程序进行计算,但依然缺乏有效的实验验证。故本文依托上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(Supercritical WAter MUltiPurpose loop,SWAMUP)跨临界泄压过程的实验,利用德国核安全中心(GRS)开发的系统程序ATHLET3.0进行建模计算,分析跨临界泄压过程传热特性。通过调节次临界区临界热流密度、最小膜态沸腾温度、骤冷前沿模型等相关参数,对计算模型进行敏感性分析,为跨临界泄压瞬态过程的准确计算提供参考。计算结果表明,加热棒壁面是否发生温度飞升取决于所选用的临界热流密度和最小膜态沸腾温度的值;骤冷前沿模型的使用可以实现壁面再湿润,降低壁面温度。     

ATHLET-SC程序的开发及适用性分析

由于超临界水堆（SCWR）在系统简化、降低成本和提高热效率上的优势,SCWR的研究在全球范围内得到广泛关注。在众多有关超临界水堆的研发工作中,开发适用于SCWR的系统分析程序是进行SCWR系统设计和安全评估的关键技术难题之一。本工作基于最佳估算系统分析程序ATHLET2.1A,增加了超临界热物性参数,开发出适用于SCWR的系统分析程序ATHLET-SC,将现有的ATHLET程序扩展到超临界压力状态。为评估修改后的程序的适用性,建立了混合能谱超临界水堆堆芯模型,并对该模型进行了功率瞬态计算。此外,对1个简化的超临界水冷却回路进行了稳定性分析。计算结果表明：修改过的ATHLET程序（ATHLET-SC）对SCWR系统的模拟具有良好的适用性。     

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。     

SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析

中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验(SCWR-FQT)的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验证。本文应用修过后的系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行建模,同时结合堆芯中子物理的计算结果,对由于压力管进口管破裂形成的失水事故进行热工水力和中子物理的耦合分析,并讨论了物理耦合中停堆棒的负反应性、冷却剂温度系数等参数对结果的影响。计算结果表明,进行了中子物理耦合的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的结果要低15℃,同时停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素。     

超临界流体的泄压过程研究

超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。     

超临界压力状态氟利昂泄压实验研究

超临界状态的流体从超临界状态向次临界状态的泄压过程,对超临界水冷堆（SCWR）的安全有非常重要的影响。本文通过相似性原理及模化方法,利用临界点较低的氟利昂（R134a）代替水对超临界水冷堆的泄压过程进行了实验研究。泄压过程分别从容器顶部和底部进行,实验集中观测了超临界态流体泄压过程中压力和温度的瞬态变化。实验分析了流体初始状态、泄压孔直径对泄压过程的影响。在等熵泄压过程中观测到工质从超临界状态进入次临界状态时,两相开始产生的压力和温度主要取决于初始状态及泄压的速率。在等熵泄压过程实验中未观测到容器内工质中形成明显的轴向温度分布。     

超临界水堆全系统启动特性研究

为研究超临界水堆（SCWR）全系统启动特性,以SCTRAN程序为计算工具,基于中国超临界水堆（CSR1000）堆芯参数、高性能轻水反应堆（HPLWR）热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路,建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比,验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程,得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明,启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期,系统稳定启动;堆芯始终处于单相状态;汽轮机入口为超临界蒸汽;经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃;高压缸入口压力维持恒定;在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃,整个启动过程安全可靠。      

超临界水在垂直管内换热及流动不稳定性研究

清华大学核能与新能源技术研究院在建的250 MWt高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)中蒸汽发生器二回路为亚临界水,由于反应堆能提供750℃的高温氦气,二回路水可提高到超临界压力和温度,采用多堆带一机方案可与超临界蒸汽透平机组匹配,因此研究超临界水在管内的流动、传热以及流动不稳定现象非常重要。本文通过使用RNGk-ε模型耦合强化壁面函数,发现模拟结果与Yamagata等的实验数据符合较好。基于此模型,分析了超临界流体流动时换热系数的变化规律,并采用瞬态计算方法,线性增大加热功率,分析了流动不稳定现象,发现流体一旦进入不稳定区,进出口流量的波动非常严重,甚至出现倒流,应尽可能避免此类现象。     

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴）进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。     

两流程2×2棒束超临界水传热实验研究

为支持欧盟2×2燃料组件入堆考核实验,开展了2×2棒束内超临界水传热实验研究。设计了两流程实验段,两流程之间通过矩形金属框隔离。2×2加热棒束通过定位格架安装在金属框中,超临界水通过第1流程向下流动然后进入第2流程冷却加热棒,第1流程通过金属框吸收第2流程流体的热量而温度升高。在2×2棒束横截面上存在明显的周向温度分布不均匀性。系统分析了实验参数包括质量流速、热流密度和实验压力对棒束平均换热系数的影响。结果表明,系统参数对棒束传热的影响规律与对单管和环管的一致。     

比例试验台架中的储热分析

在模拟原型电站事故瞬态的整体性能试验台架中,金属结构的储热问题直接影响台架的模拟范围和试验结果。基于传热基本理论建立了3种储热分析方法,进而对缩比试验台架中的储热问题进行深入分析,并应用集总参数法和积分功率法对我国正在建造的ACME台架压力容器储热释放的瞬态过程和积分平均总能量进行分析和评价。结果表明：3种储热分析方法的相似要求是逐渐减少的;缩比试验台架设计中,在满足整体自然循环现象相似的前提下,储热释放过程不能保证严格的相似;ACME台架压力容器壁面的储热,在快速降压瞬态过程中的早期阶段很快被释放出来,不会对系统的长期行为产生较大影响,且储热积分平均总能量的比例失真在可接受范围内。     

Experimental validation of the TASS/SMR code for an integral type pressurized water reactor

The transient and setpoint simulation small and medium reactor (TASS/SMR) code has been applied to perform the safety analysis and performance evaluation of an integral type pressurized water reactor. Till now, the code has only been verified by using simplified and analytical problems as well as a reliable system code due to the lack of available experimental data. Recently, several kinds of experiments have been performed by focusing on an identification of the heat transfer characteristics at a heat sink and source, and the thermal hydraulic characteristics and the natural circulation performance in an integral effect test facility. In this paper, the TASS/SMR code has been validated by using the experimental data obtained from a separate effect test facility by focusing on the heat transfer characteristics and an integral effect test facility by focusing on the thermal hydraulic characteristics and the natural circulation performance. According to the validation results of the TASS/SMR code against the separate effect test and the integral effect test, the code predicts the overall variation of the thermal hydraulic parameters well, including the system pressure, fluid temperature, mass flow rate, etc., and it is applicable for the safety analysis and performance evaluation of an integral type pressurized water reactor.     

Numerical investigation of supercritical water-cooled nuclear reactor in horizontal rod bundles

The commercial CFD code STAR-CD v4.02 is used as a numerical simulation tool for flows in the supercritical water-cooled nuclear reactor (SCWR). The basic heat transfer element in the reactor core can be considered as round rods and rod bundles. Reactors with vertical or horizontal flow in the core can be found. In vertically oriented core, symmetric characters of flow and heat transfer can be found and two-dimensional analyses are often performed. However, in horizontally oriented core the flow and heat transfer are fully three-dimensional due to the buoyancy effect. In this paper, horizontal rods and rod bundles at SCWR conditions are studied. Special STAR-CD subroutines were developed by the authors to correctly represent the dramatic change in physical properties of the supercritical water with temperature. In the rod bundle simulations, it is found that the geometry and orientation of the rod bundle have strong effects on the wall temperature distributions and heat transfers. In one orientation the square bundle has a higher wall temperature difference than other bundles. However, when the bundles are rotated by 90° the highest wall temperature difference is found in the hexagon bundle. Similar analysis could be useful in design and safety studies to obtain optimum fuel rod arrangement in a SCWR.     

基于MOOSE平台的棒状燃料元件性能分析程序开发与验证

为实现对压水堆棒状燃料元件的精细化模拟,本文基于有限元平台MOOSE开发了棒状燃料元件性能分析程序BEEs。针对程序的燃耗、氧化层厚度和燃料温度模块分别进行了对比验证,采用BR3 Rod实验算例验证了长期稳态工况下BEEs程序的整体分析功能。结果表明,BEEs程序能获得合理准确的模拟结果,初步具备了稳态工况燃料性能分析能力。     

超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的冷却剂丧失事故分析

超临界水冷堆燃料性能验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。本工作应用修改过的ATHLET程序对包含该燃料组件的超临界水冷实验回路进行建模,并对其冷却剂管道破口导致的失水事故进行分析计算。计算结果表明,现有安全系统设计基本能保证在这些事故情况下维持燃料棒实验段的有效冷却。结果显示,修改过的ATHLET程序对超临界水冷系统的模拟具有良好的适用性。     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

Thermo-mechanical analysis of supercritical pressure light water-cooled fast reactor fuel rod by FEMAXI-6 code

Thermo-mechanical behaviors of supercritical pressure light water cooled fast reactor (SWFR) fuel rod and cladding have been investigated by FEMAXI-6 (Ver.1) code with high enriched MOX fuel at elevated operating condition of high coolant system pressure (25 MPa) and high temperature (500 °C in core average outlet temperature). Fuel rod failure modes and associated fuel rod design criteria that is expected to be limiting in SWFR operating condition have been investigated in this fuel rod design study. Fuel centerline temperature is evaluated to be 1853 °C and fission gas release fraction is about 45% including helium production. Cumulative damage fraction is evaluated by linear life fraction rule with time-to-rupture correlation of advanced austenitic stainless steel. In a viewpoint of mechanical strength of fuel cladding against creep rupture and cladding collapse at high operation temperature, currently available stainless steels or being developed has a potential for application to SWFR. Admissible design range in terms of initial gas plenum pressure and its volume ratio are suggested for fuel rod design The stress ranges suggested by this study could be used as a preliminary target value of cladding material development for SWFR application.