中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一.本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证.     

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。     

次临界能源堆全厂断电事故研究

针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。     

全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统（PRHRS）主要是为应对全厂断电（SBO）事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP5 4.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明：在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。     

摇摆条件下海上浮动堆全厂断电事故分析

为研究海洋条件对海上浮动堆全厂断电事故后的事故进程及非能动安全系统运行特性的影响,通过建立海洋条件加速度场模型,基于RELAP5程序开发获得了适用于海上浮动堆的系统分析程序,并对程序进行了实验验证。利用所开发的程序通过建立双环路海上浮动堆及二次侧非能动余热排出系统的计算模型,开展了不同摇摆运动参数下海上浮动堆全厂断电事故的计算分析。计算结果表明,船体的横摇运动可加快全厂断电事故后浮动堆系统压力和温度的下降速度,堆芯余热能够被二次侧非能动余热排出系统有效导出;但横摇运动会造成事故后堆芯自然循环流量的显著降低,引起一回路系统和非能动余热排出系统中自然循环流量的大幅度振荡及周期性倒流。本文计算结果可为海上浮动堆非能动安全系统的设计提供参考。     

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.     

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。     

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院（NPIC）设计的中国一体化先进堆（CIP）余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5／MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。     

中国实验快堆堆容器冷却系统全厂断电工况温度场分析

堆容器冷却系统是中国实验快堆(CEFR)-回路系统中的重要辅助系统之一,用于在各种工况下对反应堆堆容器进行冷却.本文利用国际通用的计算流体力学软件STAR-CD对CEFR堆容器冷却系统进行三维数值模拟,得到了在全厂断电事故发展过程中堆容器冷却系统的温度场和流场的瞬态分析结果,为相应部件的力学分析以及其它工况的分析提供了数据,对快堆优化设计和安全分析提供了重要的理论支持.     

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。     

船用堆中破口失水加全部电源丧失事故分析

针对船用堆的运行特点,制定了船用堆发生中破口失水叠加全部电源丧失事故时的事故序列,运用RELAP5/MOD3.2程序对某船用堆30%额定功率运行时,一回路主管道上发生30 mm不可隔离的中破口失水叠加全部电源丧失事故进行了分析,并讨论了事故下燃料元件的完整性。结果表明：在发生该类叠加事故后,热阱丧失,反应堆的剩余热将无法导出,堆芯燃料元件会发生大面积破损。研究结果可为运行人员的事故处理和操作提供参考。     

船用堆全船断电事故源项分析

本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明：波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。     

空间快堆事故工况下温差发电器特性研究

从温差发电器的瞬态导热数学模型出发，研究空间快堆在发生无保护超功率事故(UTOP)与无保护失流事故(ULOF)情况下温差发电器温度和热电转换效率的变化趋势。结果表明，在空间快堆发生事故时，温差发电器的热力学变化足以保证热电装置和空间快堆的安全性。     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。     

基于波形逼近的快中子脉冲堆耦合计算

快中子脉冲堆在爆发脉冲过程中的中子输运与热弹性力学相互耦合,该耦合作用过程决定了脉冲特性。基于绝热近似下燃料元件温升始终正比于系统总裂变数的事实,提出了通过调整参数使温升随时间变化的曲线逼近裂变率曲线的耦合计算方法。在迭代逼近过程中,采用了有限元商业软件ANSYS处理力学建模和热弹性力学求解,利用点堆方程描述中子学行为,两者利用基于微扰理论的反应性反馈方程进行耦合。通过调整参数使力学模型的温升加载函数波形逼近通过输运计算得到的裂变率波形,直至两者一致。以Lady Godiva脉冲堆为例的裂变产额计算结果与实验结果一致,该计算方法有望用于快中子脉冲堆的研究和设计。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究

以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理进行了计算分析。计算结果表明,RELAP/SCDAPSIM程序中的COUPLE二维有限元模型能够详细地预测压力容器内熔融物的行为特性,所给出的下封头失效时间和失效位置与已有实验结果吻合。     

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明,在流量为10.92~18.67 kg/s时,计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高,呈现出周期为1/3螺距的波动,内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况,为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。     

基于格子Boltzmann方法的反应堆核-热-流耦合模拟

反应堆堆芯内部存在多种不同物理场之间的相互作用和反馈,对其准确模拟需要考虑这些物理过程之间的耦合。为了降低堆芯核 热 流耦合模拟的实现难度,消除不同物理场之间的外部插值过程,本文构建了核 热 流耦合模拟的格子Boltzmann方法（LBM）,将中子输运（包括SN方程、SP3方程以及扩散方程）、考虑燃料流动效应的缓发中子先驱核守恒方程以及流动传热方程统一到相似的LBM格式下,采用统一的LBM碰撞 迁移过程进行求解,有效降低了堆芯多物理耦合模拟的实现难度。计算结果表明：本文建立的核 热 流耦合LBM模型对不同雷诺数下的流动效应均能准确模拟,同时温度反馈在高温熔盐堆低速流动条件下有较为明显的影响,不能忽略;提高堆芯熔盐流速能够有效地展平功率及温度分布。