反应堆卸料燃料组件吊运跌落事故辐射安全分析

在反应堆卸料过程中,燃料组件吊运是关键操作之一,由于在燃料组件吊运时发生跌落事故的后果较为严重,需要预先对该事故进行详细分析,评价事故对工作人员、公众及环境的影响。本文从事故起因、事故进程、事故缓解措施、事故处理程序及事故后果等方面对燃料组件吊运跌落事故进行了描述、分析和评价。从事故分析可见,发生燃料组件吊运跌落事故时,由于~(85)Kr的逸出而造成工作人员受到浸没外照射的剂量不超过1.28×10~(-1)m Sv。工作人员对事故进行处理而受照的剂量最大为15 m Sv。从环境影响评价可知,事故致使厂址N方向距离厂址边界约1.5 km处村庄公众接受的个人有效剂量最大,为2.56×10~(-6)m Sv,10 km范围内公众集体有效剂量为3.75×10-2人·m Sv。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

燃料棒熔化行为的粒子网格混合法模拟研究（英文）

堆芯燃料组件熔化以及熔融物流动扩展行为具有不确定性且难以预测,为了研究燃料棒在发生严重事故时的熔化行为,采用一种粒子与网格耦合的方法(粒子网格混合法)对堆芯内燃料棒单棒的熔化行为进行了建模分析。通过数值探究了在燃料棒熔化过程共晶反应对熔化进程的影响。研究结果表明,在核反应堆发生严重事故时,燃料棒材料之间的共晶反应会使燃料芯块在低于其熔点的温度下发生熔解,熔化后物质形态呈烛滴状,其沿着燃料棒外表面向下迁移,在此过程中,高温中心也是随之向下移动而加快了燃料棒下部的熔化速度。因此,本研究建立的数值预测方法能够对堆芯燃料棒的熔化行为进行比较准确的模拟。     

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。     

TMSR堆芯CFX多孔介质传热建模分析

钍基熔盐堆(TMSR)是一种使用石墨包覆颗粒作为燃料,熔盐作为冷却剂的第4代反应堆。TMSR堆芯区域的球形燃料增加了反应堆热工水力分析的复杂程度,为了分析反应堆在发生丧失强迫循环后堆芯的温度分布情况,需对整个堆芯进行CFD建模模拟。本文对TMSR堆芯进行几何建模和网格划分,并使用ANSYS CFX进行了多孔介质模型的建模模拟。在主要考虑导热换热和浮力影响以及两种不同的保温层厚度情况下,对堆芯稳态运行时的温度分布和发生事故后60s的瞬态温度分布进行了初步分析。研究结果证明了利用CFX及其多孔介质模型对TMSR堆芯进行模拟的可行性,并与REALP5-3D结果进行比较,初步验证了在该简化模型的边界条件下,堆芯熔盐短时间内不会发生沸腾。     

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。     

中国铅基研究实验堆燃料元件活性区温度场计算分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

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。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序

对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件ANSYS的APDL和UIDL语言,引入参数化和模块化的思想,编制燃料组件事故动力分析程序,并采用编制的程序与专用软件分别对某型燃料组件进行对比验证。对比结果表明差异较小,均在工程允许误差范围之内;采用编制的程序代替专用软件进行燃料组件事故动力分析,编制的程序分析能力增强,效率更高。选取某电厂作为分析对象,采用编制的程序进行了实例计算,分析结果满足规范要求。      

脉动流下棒束通道内相位差及瞬态流场研究

事故条件及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为具有瞬变及多因素耦合特性,对反应堆的安全提出更高挑战,因此有必要对燃料组件内瞬态特性进行研究。本文通过测量棒状燃料组件内压降和流量之间延迟时间开展棒束通道脉动流条件下相位差研究,对比了相位差在不同振幅、不同流动状态下的变化特性,并分析了定位格架对脉动流相位差的作用特点。另外,基于粒子图像测速（PIV）技术开展了脉动流条件下棒束通道内流场分布特性研究,对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了主流具备不同加速度时棒束通道内流场分布特征。实验结果表明：定位格架可减小脉动流下棒束通道内相位差;棒束通道内流场演化滞后于主流量变化。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

小型动力堆核事故后放射性核素海洋大气扩散研究

应用于海洋的小型核反应堆技术日渐成熟,但目前核事故大气扩散研究主要针对于沿海或内陆情况。为使大气扩散计算模型适用于海洋环境,本文对高斯烟羽模型进行了修正,应用MACCS程序研究了小型动力堆严重事故所造成的后果。结果表明,若烟羽未抬升,可溶性核素积分浓度垂直分布受水体影响较大,低空的核素积分浓度明显降低;若烟羽被抬升,源项附近海面的核素积分浓度较低,水体对其产生的影响较小;整个扩散过程中,水体主要影响海面附近核素积分浓度大的区域。     

Numerical Simulation of the Motion and Solidification of Melted Fuel during a Serious Accident in a Fast Reactor

A model was developed for the motion and solidification of melted fuel in channels for coolant passage in the end breeding zone during a serious accident with core meltdown. The model is a combination of the heat conduction and volume solidification models. It takes account of channel narrowing and the increase of the viscosity of the moving melt. The model studies the change in the thickness of the solid scale deposit in the channel and the melting depth of the channel material. The problem of the motion of the melt is solved mathematically using a hybrid method. The initial approximate analytic solution of the momentum and continuity equations is obtained by the method of reducing to an integrodifferential equation, which is then solved numerically by the Runge–Kutta method. The heat transfer problem is solved numerically by the finite-difference method. Numerical results on the penetration length of the aluminum oxide melt in quartz tubes with different diameter under the THEFIS experimental conditions are obtained; the results agree with the experimental data. The numerical results from analysis of the motion and solidification of melted fuel from a basin, formed in the reactor core after core meltdown, in the channels between the fuel elements in the bottom breeding zone and the zone of the gas cavities of the fuel elements are obtained. The effect of various parameters on the computational results is estimated.     

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。     

HFETR多层环形燃料组件堵流事故研究

高通量工程试验堆（HFETR）的燃料组件采用了多层环形窄缝流道的设计来提高换热能力。然而,需要注意的是窄缝流道发生堵流的可能性较高。本文基于RELAP5程序建立了HFETR燃料组件模型,经过计算值与试验值的对比验证,结果表明该模型合理准确。基于该模型研究了堵流事故工况下热盒燃料组件的瞬态特性及其影响因素。结果表明:①当堵流比大于0.5时,随着堵流比的增加,燃料包壳与芯体峰值温度显著上升;②即使单个流道发生全部堵流,由于周围流道的冷却,燃料包壳峰值温度最大值只有218.6℃,能够保证燃料包壳的完整性;③单个流道全部堵流事故工况初期流量等参数波动较大,而在事故发生15 s后燃料组件主要参数基本稳定。