铅水反应中铅铋合金凝固的数值模拟

为了研究铅铋合金在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故所引发的铅铋合金与水反应过程中的凝固机理,通过耦合VOF模型、Realizable k-ε湍流模型、凝固传热模型,利用FLUENT软件建立了铅铋合金与水反应过程的二维仿真模型,并将该模型与现有反应实验的结果进行对比验证。随后基于热焓法建立可以直观描述铅铋合金凝固现象的凝固传热特性热焓方程,通过控制模型变量研究影响铅铋合金凝固发生的因素及条件,最后将该模型应用于复杂结构场景中。结果表明,铅铋合金与水的温差、水流喷射初始速度、注水管径是影响铅铋合金凝固的主导因素,本文提出的模型具有较高可靠性,能够模拟实际工况中铅铋合金的凝固现象。本研究所得到的机理性结论与现象学结论能够为铅基快堆安全分析提供理论支撑。     

铅水反应中铅铋合金固化的动力学机理研究

为获得铅水反应过程中铅铋凝固的动力学机制,了解微观枝晶生长过程,通过分析铅铋熔液的自然对流及其对凝固前沿的影响,建立了枝晶间铅铋合金平均流动速度方程;采用通过相场法模拟了枝晶生长过程。结果表明,在2个方向的流场共同作用下,枝晶的快速生长区明显向来流方向倾斜。本研究可为铅铋凝固提供动力学机理分析,为铅基堆的安全运行提供理论基础。     

高压水射流注入液态铅铋的传热升压特性研究

铅铋堆蒸汽发生器传热管两侧具有较大的压力差和温度差,而且铅铋冷却剂对换热管具有腐蚀作用,长期运行存在破裂的可能性。为揭示铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generator Tube Rupture,SGTR）事故下铅铋池的传热升压机理,基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）方法 ,通过耦合VOF(Volume of Fluid)模型、Realizable k-ε模型和Lee相变模型对高压水射流注入液态铅铋的相互作用过程进行数值模拟。结果表明：模拟得到的压力和温度变化与实验结果符合较好,验证了数值模型的准确性。高压水射流冲击铅铋池瞬间导致铅铋压力出现了尖峰,随后高压水降压闪蒸产生大量蒸汽是压力持续升高的主要原因;在射流轴向中心线x/d=1位置上监测到了最大压力峰值,约为0.2 MPa;距注入口距离越远,监测到的压力峰值越小,在x/d=20处已无明显的压力峰。在蒸汽迁移过程中,铅铋与蒸汽界面出现了K-H不稳定旋涡,并且尾流卷吸和夹带了部分铅铋,导致汽穴碎化为多个蒸汽块。研究结果可为铅铋堆的安全设计提供技术参考。     

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。     

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证

蒸汽发生器（SG）传热管破裂事故（SGTR）是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与算法研究,研制了专用程序,并采用实验对比和程序对比技术手段进行了程序验证,验证结果符合较好。研究结果表明：对于描述铅铋堆SGTR过程中“铅铋-水”相互作用行为,本文采用的相关数值理论与模型具有较好的适用性;对于研究复杂结构环境下铅铋堆SGTR的三维演化现象,包括压力波传播、蒸汽迁移,本文所开发的三维程序具有重要的潜在应用价值。本文研究成果有望为我国铅铋堆SGTR分析提供有力支撑。     

基于网格变形法铅铋快堆组件堵流事故模拟

铅铋快堆中,燃料包壳或堆内结构材料会受铅铋合金腐蚀而脱落,堵塞冷却剂通道,引起局部传热恶化,最终导致包壳失效,因此需要分析堵流条件下组件内流动换热特性。绕丝组件结构复杂,非结构化网格划分方法网格量大,对计算资源要求较高。为减少网格量,采用基于径向基函数（RBF）的网格变形法对光棒组件网格进行变形,得到带绕丝组件全六面体网格并开展数值计算。与实验数据相比,全六面体网格计算结果与实验值符合良好,其网格量远少于非结构化网格,能够实现带绕丝组件堵流事故快速计算。开展典型61棒带绕丝组件堵流计算,结果显示柱状堵流流场恢复更快而局部温升更高;板状堵流流场需要更长距离恢复但局部温升小。     

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。     

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。     

铅铋-水反应实验的CFD预计算

铅铋堆蒸汽发生器发生传热管破裂事故（Steam Generator Tube Rupture,SGTR）后,二次侧高压过冷水将喷放进入一次侧的高温铅铋熔融物中。该现象可能的后果有铅铋凝固,压力波造成堆内构件损坏以及蒸汽迁移进入堆芯引入意外反应性。为了研究该过程,上海交通大学先进核能系统实验室搭建了大型铅铋-水反应实验装置台架。在实验开始前,针对该台架预先开展计算流体动力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）计算以认识实验现象并确定实验工况。本文首先利用已有的实验数据进行方法验证,然后基于商用CFD软件Fluent建立了该实验装置的二维模型,开展了不同水进口速度、水进口温度和熔融物初始温度的多工况仿真研究。结果表明,射流过程可分为三个阶段,设计工况不会出现铅铋凝固。铅铋最低温度随着水的进口温度降低或其进口速度增大而降低。同时,蒸汽最大穿透深度随着水的进口温度升高或速度增大而增大。本研究取得的结论能够为拟开展的实验提供有力参考。     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。     

基于DPM模型的铅铋合金中颗粒物对管道冲蚀的数值模拟研究

基于流体力学理论研究液态铅铋合金（LBE）流体中颗粒物对管道壁面的冲蚀作用,采用Fluent软件中的离散相模型（DPM）对管壁的冲蚀进行数值模拟研究。结果表明,弯管角度、颗粒粒径、颗粒物浓度、管道的管径以及流速等对管壁的冲蚀磨损产生明显影响,其中,流速影响较大,在高流速下的冲蚀严重;弯管角度的影响显著,对直管段的冲蚀较弱,对弯管角度在30° ~ 90°之间的管道的冲蚀比较严重;颗粒粒径在1 ~ 9 μm内的微颗粒对管道冲蚀影响较小,粒径增大到10 ~ 90 μm时,冲蚀速率变化不明显,粒径增大到100 ~ 900 μm时,大直径的颗粒对管道冲蚀严重。     

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。     

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N,利用并行虚拟机（PVM）平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序,用以更新截面;SKETCH-N执行物理计算,并将功率分布反馈给热工程序;最后,应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后,功率迅速升高,在1.42?s后达到最大值;5?s后包壳温度达到峰值1264℃,超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后,均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁,故该堆芯应采用分区布置。      

液态铅铋合金回路氧输运特性的数值研究

为研究液态铅铋合金（LBE）冷却剂系统气态氧控装置——膨胀箱中覆盖气体的氧输运特性,利用计算流体动力学（CFD）软件ANSYS Fluent对氧输运进行了数值计算。根据覆盖气体流动特性和混合气体中低氧分压特点,对膨胀箱气相空间进行简化,将气-液交界面视为氧浓度恒定的自由表面边界,采用组分输运模型计算气体和液态LBE之间传质后的液态LBE氧浓度。结果表明,传质系数随液态LBE入口流速增大而增大,液态LBE入口流速增大则膨胀箱内气-液对流强度增加,有利于增强膨胀箱的氧输运;膨胀箱中液态LBE温度越高,则氧输运的平均传质系数越大;在液态LBE入口流速一定时,平均传质系数可表示为温度的递增函数。在饱和氧浓度阈值内,入口氧浓度和气-液交界面氧浓度不影响膨胀箱的传质系数,对液态LBE回路的氧浓度控制有利。本研究定量获得了使液态LBE回路处于合理氧浓度范围内的操作条件,为实验及系统设计提供数据参考。     

基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器（OTSG）稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明：稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。     

基于智能算法的SGTR事故后安注过程自动控制研究

当前核电站若发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故,普遍采用人工调节控制的手段,其中安注过程的调节是操作员面临的难点之一。针对该难点,首先分析了对象的主要调节机理和特性,然后结合操作运行人员经验,总结设计了安注控制过程的解耦控制结构,并设计了相应的参数整定方法,融入自适应PID、智能前馈、强化学习等智能化元素,提出了针对安注控制过程的智能控制策略。为在某公司开发的M310堆型全范围模拟机上完成策略验证,开发了智能计算引擎,并在智能计算引擎上完成控制策略组态,通过MySQL方式完成了控制信号的实时通讯。通过M310堆型全范围模拟机不同破口事故的模拟和测试验证,本文提出的智能控制策略均能够实现安注控制过程的自动调节,实际降温速率偏差为降温速率设定值的5.89%,过冷度和稳压器水位调节的匹配效果较好,性能高于操纵员手动执行任务的平均水平。     

竖直圆管内气体-铅铋合金两相流动特性数值研究

采用基于力平衡理论的漂移流模型,对竖直圆管道内气体-液态铅铋合金（LBE）两相流的空泡份额进行预测。通过数值计算得到气体-液态LBE两相流在不同流道半径、Bankoff指数、Galileo数下的液相流速分布、切应力分布和空泡份额分布规律,分析了漂移流模型分布参数与上述宏观参数的内在联系。研究结果表明,预测得到的空泡份额及分布参数演化规律都与实验结果符合较好。本研究建立的数值计算方法能够用于圆管内气体-液态LBE两相流流动特性研究,为铅铋快堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中空泡份额等关键两相流参数的快速测算提供参考。