铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明：包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。     

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。     

铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。     

中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计

根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。     

冷却剂与含格架燃料棒束多场耦合分析

燃料棒束作为压水堆燃料组件的组成部分,其热工和结构特性直接关系到反应堆的安全。本文利用ANSYS WORKBENCH软件分析了冷却剂在5×5含定位格架燃料棒束通道内流动的分布,采用冷却剂与燃料棒束多场耦合的方式研究了燃料棒束的流动传热特性和结构形变特性。结果表明：定位格架扰动冷却剂形成横向二次流并在下游棒束间形成绕流;多场耦合条件下二次流峰值速度和平均速度均小于单流场的;二次流与燃料棒的热应力使棒束发生形变,功率和流动分布的不均匀导致形变在轴向和径向的不均匀;相较于无格架情况,定位格架的存在使冷却剂的搅混流动更加明显,冷却剂对燃料棒冲击增大;在有、无定位格架两种情况下棒束形变均很小,可保持原本结构的稳定。     

冷却剂与含格架燃料棒束多场耦合分析

燃料棒束作为压水堆燃料组件的组成部分,其热工和结构特性直接关系到反应堆的安全。本文利用ANSYS WORKBENCH软件分析了冷却剂在5×5含定位格架燃料棒束通道内流动的分布,采用冷却剂与燃料棒束多场耦合的方式研究了燃料棒束的流动传热特性和结构形变特性。结果表明:定位格架扰动冷却剂形成横向二次流并在下游棒束间形成绕流;多场耦合条件下二次流峰值速度和平均速度均小于单流场的;二次流与燃料棒的热应力使棒束发生形变,功率和流动分布的不均匀导致形变在轴向和径向的不均匀;相较于无格架情况,定位格架的存在使冷却剂的搅混流动更加明显,冷却剂对燃料棒冲击增大;在有、无定位格架两种情况下棒束形变均很小,可保持原本结构的稳定。     

燃料组件堵流工况下铅铋-氩气两相流的传热压降特性分析

带绕丝燃料组件的堵流事故是铅冷快堆安全分析的重要工况之一。由于在铅铋自由液面处的气体夹带或在气体增强自然循环条件下存在铅铋-氩气的两相流情况,可能引起燃料组件堵流工况下的局部热工水力特性变化。本文通过计算流体力学软件Fluent,对带绕丝19棒束燃料组件进行建模,模拟分析了堵流工况下的铅铋-氩气两相流传热压降特性,并对两相流模型进行了对比验证,对入口雷诺数、堵块孔隙率、氩气气泡直径等因素进行参数敏感性分析。结果表明：在堵流条件下氩气气泡的流动行为包括逃逸、耗散和受限,在气相体积分率较高的区域会产生局部微正压及过热现象。研究结果可为铅冷快堆堵流事故的安全分析提供参考。     

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。     

铅铋冷却绕丝燃料组件横流特性分析

准确预测绕丝棒束通道内的横向流动特性是开展铅铋冷却快堆热工水力安全分析的基础。本文采用数值模拟的方法分析了液态铅铋工质下单绕丝和多绕丝燃料组件内的横流特性。分析结果表明,单绕丝组件的中心子通道横流流速最大不超过主流流速的19%,且横流方向和二次流中心随着高度周期性变化;单绕丝组件中,当绕丝与子通道交界面重合或垂直时,中心子通道界面横向流量和横流交混指数趋于零或达到峰值;在单绕丝组件结构一定的情况下,横流交混指数在湍流区对Re不敏感,而与组件结构参数存在较大相关性;多绕丝组件中心子通道界面上的横流存在两个相反的流向。     

液态铅铋合金流动速度场测量技术研究

液态铅铋合金是先进反应堆-加速器驱动的次临界系统(ADS)优选的靶材和冷却剂材料,液态铅铋流动速度场的测量是优化堆芯组件分布以及靶窗结构的一种重要手段。同时,冷却剂流动速度也是反映反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文采用实验研究的方法,设计旋转搅动装置,通过对常温水与液态铅铋的流动速度场测量,验证了超声多普勒测速技术用于液态铅铋合金速度场测量的可行性。     

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。     

碎片对燃料组件流动阻力影响的试验研究

压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有"压实效应",对燃料组件流阻有显著的影响。     

铅铋快堆单盒环形燃料组件典型堵流事故分析

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势，但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用，易发生堵流事故而导致传热恶化，从而危及第一道屏障的完整性，为此，亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型，基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度，以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析，分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配，并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加，堵塞区域包壳温度显著上升，回流区域范围扩大，燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移，堵块侧热流密度减小；当堵塞份额较大时，随堵块厚度增加，各参数变化与上述结论类似；堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小；且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近，内通道流量损失程度明显增大，而外通道流量几乎不受影响，因此，内通道发生堵流事故时危害更为严重。     

自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究

为考察自然循环铅铋冷却快堆的自然循环与固有安全特性,利用基于中子学与热工水力学耦合方法的安全分析程序NTC-2D,对10 MW自然循环铅铋冷却快堆的无保护失热阱(ULOHS)和有保护失热阱(PLOHS)工况分别进行了模拟与分析。结果表明,对于ULOHS,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均远低于安全限值,并且由于反应性温度负反馈,反应堆自动停堆;对于PLOHS,事故后600s内,停堆保护系统的投入使反应堆处于安全状态。瞬态模拟表明该反应堆具有良好的自然循环与固有安全特性。     

铅铋与水自然循环流动传热比较分析

铅铋合金和水一样具有一定的自然循环能力,被选为加速器驱动的次临界堆中最有前景的冷却剂之一。对两者自然循环流动传热的比较分析研究,可以优化铅铋回路的设计。建立回路模型,计算铅铋及水的自然循环流量,验证了回路进行自然循环的可行性。通过比较不同温差下相关参数如流速、雷诺数、努塞尔数,得出两者流动传热差异。根据热流体理论,铅铋和水自然循环中,两者的热阻力机制都起到主导作用,水流热阻力和热绕流机制作用强于铅铋流体,因此铅铋自然循环流动传热效果不如单相水。     

中国铅基研究实验堆绕丝燃料组件热工水力分析

在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)燃料组件参考设计内的冷却剂流动换热过程进行数值模拟,并分析绕丝组件的速度场、温度场等流场特征量的分布规律。结果表明:绕丝在流场中起着搅混冷却剂的作用,内通道搅混较外通道相对均匀;组件内横向流强度、摩擦系数在入口段先迅速变化,后在充分发展区呈波浪状在其平均值上下波动,努塞尔数变化规律与之类似;包壳最高温度满足安全设计限值。     

基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析

铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点,研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+,使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析,探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明：CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时,绕丝结构的存在使得子通道之间存在周期性的横向交混,并使得棒束表面温度呈现震荡。随质量流量的增加,子通道间横向交混增大。功率变化对通道间的横向交混速度的影响较小,冷却剂温度的横向分布无明显差异。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆（STLFR）堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY（有效满功率年）。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度⁶Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度~6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。     

基于CFD方法的铅铋冷却燃料棒束的热工水力特性分析

铅铋冷却快堆作为第4代反应堆候选之一具有安全性高等特点,研究其在正常工况下的热工水力特性具有重要意义。本文基于商用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,使用流固耦合的方法对带有绕丝结构的19棒束铅铋组件进行数值分析,探究了质量流量、功率等边界条件对组件内部流动传热特性的影响。模拟计算结果表明:CFD方法在子通道中心温度和壁面温度预测上与实验结果取得了较好的一致。同时,绕丝结构的存在使得子通道之间存在周期性的横向交混,并使得棒束表面温度呈现震荡。随质量流量的增加,子通道间横向交混增大。功率变化对通道间的横向交混速度的影响较小,冷却剂温度的横向分布无明显差异。