QM-400 CFD自然对流模型研究及验证

秦山第三核电厂乏燃料干式贮存模块QM-400是我国第一座投入商业运行的干式贮存设施，模块内的热量交换主要包括自然对流、热传导、耦合传热和辐射换热等。本文精确计算了典型环境温度下每个燃料篮的衰变热，运用商用计算流体动力学（CFD）软件FLUENT 14.0开展了网格敏感性分析，并建立了QM-400存储模块的自然对流CFD分析模型。结果表明，模块顶面、侧面以及贮存筒表面压力和温度分布符合自然对流规律，计算的测点温度与现场的实测温度符合良好，测点温度随环境温度的变化趋势也与实测趋势符合良好，证明了建立的CFD自然对流计算方法的正确性。本文结果为后续采用CFD方法进行取消绝热板后的温度场计算奠定了基础。     

基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器（HCOTSG）在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆（IRIS）的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。     

乏燃料干式储存模块衰变热导出的三维仿真计算分析

建立了QM-400储存模块内自然对流换热的三维流动及换热的计算模型,计算了QM-400储存模块内部的三维流场和温度场,得到了压力分布和速度分布以及储存筒表面的温度分布.在储存筒内部,建立了三维流场和换热的计算模型,并进行了计算,获得了乏燃料包壳的表面温度.     

基于RELAP5的螺旋管蒸汽发生器热工水力程序研发与验证

由于较高的换热效率和紧凑的结构设计,螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)在多种模块化小型堆的设计中得到了广泛应用。RELAP5作为广泛应用于反应堆热工水力特性分析的大型系统程序之一,采用的热工水力关系式仅针对直管模型开发,不适用于HCOTSG一次侧和二次侧。本文选用螺旋管及横掠管束的热工水力模型,基于RELAP5程序开发了HCOTSG模块。采用实验数据及程序对比等方式对螺旋管模块的流动和换热模型进行了单独验证,利用开发的RELAP5-HCOTSG程序针对国际革新安全反应堆(IRIS)的蒸汽发生器设计进行了整体的热工水力模拟,与原始RELAP5的计算相比,RELAP5-HCOTSG程序计算得到的热工水力参数与设计值符合良好,确认了本文开发的程序模块在HCOTSG热工水力分析中的适用性。     

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。     

乏燃料干式贮存模块通风口半堵塞热工安全分析

为确保乏燃料干式贮存安全，必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块（TC）和内置乏燃料贮罐（DSC）在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明，在发生部分通风口半堵塞情况下，乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内，乏燃料贮罐内的热量可被有效导出；混凝土结构温度超出法规限值，需设置合理监控手段，及时发现并清除堵塞。     

用RETRAN程序进行乏燃料元件贮存水池的热工水力安全分析

开发了对核电厂乏燃料贮存水池进行热工水力分析的ＲＥＴＲＡＮ模型,按照最大热功率工况,即在乏燃料贮存水池中装满乏燃料组件（其中包括换料期间刚卸出的全堆芯燃料组件）的条件下用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池冷却系统的冷却能力,并进行了几个假想方案的瞬态计算和校对计算。利用ＲＥＴＲＡＮ模型来评估乏燃料贮存水池稳态和瞬态的热工水力安全分析既方便,又精确,还可用于申请许可证的计算和估算水池的温度分布。     

摇摆条件下热工水力程序的研制与验证

在RELAP5/MOD3.3程序的基础上,通过添加计算摇摆因素的模块和引入新的流动传热模型以对原程序进行修正,从而建立了摇摆条件下的热工水力分析程序。利用实验结果对理论模型和程序计算结果进行了校核和验证。结果表明：本文采用的流动传热模型可准确计算出摇摆条件下的摩擦阻力系数和传热系数,建立的热工水力分析程序也可对摇摆条件下的热工水力系统进行模拟。     

RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。     

基于中子随机输运理论的物理-热工耦合研究

基于随机输运理论的中子动力学与热工水力的耦合可实现对不同程序的控制和数据传递。本工作研究基于单根燃料棒和3×3燃料棒束的MCNP5程序与CFD程序CFX的耦合。使用该耦合程序对先进球床高温反应堆（PB-AHTR）的堆芯进行计算,并与MCNP5与RELAP5-3D耦合程序的计算结果进行比较。由计算结果可见：在不同初始状态下,有效增殖因数经若干耦合计算后均趋于稳定,但伴随一定波动。结果表明,中子动力学与CFD的瞬态耦合是可行的,但其计算精确度和实用性需进一步验证研究。     

海洋核动力平台乏燃料贮存格架设计及安全分析研究

针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题,通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构,设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架,并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算。结果表明,该贮存格架设计合理、安全性高,可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案。      

Analysis of the processes in spent fuel pools of Ignalina NPP in case of loss of heat removal

Ignalina NPP is the only nuclear power plant in Lithuania consisting of two units, commissioned in 1983 and 1987. Unit 1 of Ignalina NPP was shutdown for decommissioning at the end of 2004 and Unit 2 is to be operated until the end of 2009. Both units are equipped with channel-type graphite-moderated boiling water reactors RBMK-1500. According to the design, the spent fuel should be returned for reprocessing to Russia. However actually any fuel assembly has not been taken out from territory of the Ignalina NPP and all assemblies of spent fuel are stored in the spent fuel pools and dry on-site storage facility. Thus, the safety justification of facilities for intermediate spent fuel assemblies’ storage in Ignalina NPP is very important. This paper presents the results of loss of heat removal accidents (the most probable beyond design basis accident) in spent fuel pools of Ignalina NPP. The analysis was performed by employing best-estimate system thermal hydraulic code RELAP5 and codes for severe accidents ATHLET-CD and ASTEC. The best-estimate analysis, performed using RELAP5, allowed to investigate in the details the water evaporation, uncovering and fuel assemblies heat-up processes, when heat removal from the structures of buildings and pools are evaluated. The processes of spent fuel assemblies’ degradation due to loss of long-term heat removal were analyzed using ATHLET-CD and ASTEC codes. The results of calculations showed that the increase in water temperature in the pools from 50 °C up to 100 °C takes approximately 80-110 h, the evaporation of water volume down to uncovering of fuel assemblies takes approximately 220-260 additional hours. Later, after 200-300 h, the temperature of fuel claddings exceeds 800-1000 °C and the failures of fuel claddings occur due to cladding ballooning. The total amount of hydrogen generated up to time of complete water evaporation from spent fuel pools is about 7500-16,000 kg. These results of performed analysis were used for development of accident management guidelines for spent fuel pools of RBMK-1500.     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

压水堆乏燃料干式贮存的安全考量

通过对压水堆乏燃料干式贮存的准备、运输和贮存三个工艺区域的设备设施、操作过程和环境及其潜在的危险因素的研究, 重点针对作用于干式贮存设施的临界安全、放射性物质的包容、衰变热的移除和辐射防护的影响因素开展分析, 提出了针对性的防控对策;同时总结了秦山第三核电厂重水堆乏燃料干式贮存实施过程安全操作和管理的经验。研究成果可为解决压水堆乏燃料干式贮存设施的规划、设计、建设和运行过程有关安全问题提供思路。     

铝基碳化硼堆内辐照热工安全分析

铝基碳化硼是一种新型的乏燃料贮存架结构材料,需对其各项性能进行研究,其中,铝基碳化硼材料的耐辐照性能是关键参数之一。为进行铝基碳化硼材料的堆内辐照考验,并保证其在堆内辐照的安全,针对铝基碳化硼辐照方案的特点,采用了CFD程序进行热工校核计算,分析了铝基碳化硼材料在堆内辐照的安全特性,优化了堆内辐照方案。     

Spalling effect on gamma-ray shielding performance in MACSTOR-400 (Korean CANDU spent fuel storage module)

The saturation of South Korea's at-reactor (AR) spent fuel storage pools has created a need for additional spent fuel storage capacity. The Korea Hydro & Nuclear Power Company is planning to construct a MACSTOR-400 facility composed of reinforced concrete.In concrete structures, cracks occur due to thermal stress, hydration heat, weather, load and other reasons, and shielding performance changes according to the event by crack. However, there are no researches providing the allowable crack for shielding. This paper presents estimating the effect of concrete spalling on gamma-ray shielding performance in MACSTOR-400 based on an FEM simulation. When the cover thickness is under 10 cm, it is estimated that spalling will be formed. Generally, because cover thickness is under 10 cm in the concrete structure, it is estimated that spalling will be formed in MACSTOR-400. If the thickness of wall in MACSTOR-400 is over 100 cm, it is estimated that surface dose rate will be maintained within the radiation safety standards under any conditions related to crack effect. The results of this study may be used for developing standards for radiological safety in shielding structures, especially in relation to the shielding margin.     

核电站乏燃料水池冷却系统虹吸破坏管性能安全分析

国外核电站的运行经验表明,核电站乏燃料水池冷却（PTR）系统的虹吸破坏管性能存在安全隐患,在某些工况下不能有效阻断虹吸流。本文采用RELAP5软件对国内某典型核电站的虹吸破坏管性能进行安全分析。结果表明,在现有的设计条件下,虹吸破坏管无法及时、有效阻断管道断裂后产生的虹吸流动,乏燃料水池冷却水持续从断裂处泄漏,并导致冷却水管道入口露出水面,从而引起乏燃料水池冷却能力丧失,为核电站安全带来极大风险。进一步分析表明,虹吸流引起的乏燃料水池水位下降幅度受断裂点处距水面的高度差、管道流动阻力和PTR系统的管道结构3个因素的共同影响;管道流动阻力可有效缓解和降低由管道断裂引发的虹吸流动的危害性。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。