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。     

RELAP5应用于液态燃料熔盐堆的扩展及验证

为将RELAP5程序应用于液态燃料熔盐堆的建模分析,需要对RELAP5的模型进行扩展。基于RELAP5原有的点堆模型和热工水力模型,新增了液态燃料熔盐堆点堆模型和相应的带有内热源的热工水力模型,并通过熔盐实验堆(MSRE)实验数据进行验证。结果表明,扩展后的RELAP5程序能够适用于液态燃料熔盐堆系统建模分析。     

基于RELAP5的双功能液态锂铅实验包层模块安全分析

利用嵌入了液态锂铅（LiPb）的热工水力子模块的系统程序RELAP5/MOD3,对双功能液态锂铅（DFLL）实验包层模块（TBM）的安全特性进行评价。对DFLL-TBM及其辅助冷却系统的稳态运行工况、预期运行事件和相关事故工况进行了建模、计算和分析。计算结果表明,稳态运行时第一壁（FW）结构材料表面最高温度低于允许值550 ℃。事故工况下氦气泄漏引起的ITER真空室（VV）、窗口设备室（port cell）以及托卡马克冷却水系统大厅拱顶（TCWS vault）的增压均低于ITER要求的限值0.2 MPa。实验包层钢结构不会熔化且可通过辐射换热有效地导出衰变余热。DFLL-TBM的设计可满足ITER对其热工水力安全方面的要求。     

RELAP5与CFX程序耦合研究

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。     

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。     

基于RELAP5的汽轮机仿真模型研究

建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型,并将其加载到RELAP5程序中,完成RELAP5汽轮机模型的改进。改进的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点,充分考虑了汽轮机结构参数以及汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。通过RELAP5程序内部耦合接口的建立和输入处理子程序的修改,实现了汽轮机模型的加载。以秦山一期300 MW核电厂汽轮机部件为对象,分别利用原RELAP5汽轮机模型和改进的汽轮机模型对其进行稳态和动态的仿真计算和比较分析。结果表明,改进的汽轮机模型能更准确地反映汽轮机动态运行特性。     

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。     

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程,堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。     

铅铋快堆SGTR事故下高压过冷水注入高温铅铋合金流动传热数值模拟研究

铅铋快堆内蒸汽发生器传热管两侧为高压过冷水和高温铅铋冷却剂,传热管两侧较大的压差和温差以及液态铅铋合金（LBE）的腐蚀效应可能造成蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故。深入研究事故后高压过冷水冲击高温液态LBE的射流沸腾和相变产物蒸汽扩散的特征,具有十分重要的学术意义和工程应用价值。为揭示事故工况下液态LBE与水相互作用的传热传质机理,基于流体体积（VOF）方法,结合LES湍流模型和Lee相变模型,建立了水/蒸汽-液态铅铋多相流动与传热的三维数值计算模型,系统研究了高压过冷水注入高温LBE内发生的相变传热过程。结合注入压力及过冷水温度等因素,分析了射流沸腾过程中不同工况对射流形态、迁移深度以及沸腾行为的影响,研究结果可为SGTR事故工况下堆芯安全性预测提供指导。     

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。     

RELAP5程序耦合接口的开发

以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现.两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发足成功的,可以作为与其他程序耦合的基础.     

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。     

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。     

铅铋自然循环热工水力分析程序开发

铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。     

基于RELAP5的氦氙流动换热计算模块开发与验证

反应堆热工系统分析程序是开展热工水力计算与安全评价的重要工具。为开发适用于氦氙气冷空间堆的热工系统分析程序,本文在RELAP5/MOD40程序中拓展了氦氙混合气体（He Xe）物性计算模块,添加了适用于He Xe的传热关系式,将拓展后程序计算值与实验值进行对比。结果表明：程序默认的Sutherlands定律用于He Xe物性计算时将引入较大误差;Dittus Bolter公式对He Xe对流换热时的Nu预测偏高,将导致不保守的壁温计算结果。拓展后的程序对He Xe压降和换热计算结果均与实验值吻合较好,验证了程序开发的正确性以及程序用于He Xe流动换热计算的功能。本研究可为系统层面程序开发奠定基础。     

基于RELAP5平台的LOCA评估程序中喷放模型与CHF模型的修改与验证

为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故(LOCA)安全评审用程序,本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求,对RELAP5 / MOD3.3的两相喷放模型与临界热流密度(CHF)模型进行了修改,并与Marviken Test-22和ORNL THTF相关试验结果分别进行比较,探讨了模型修改的合理性与保守性,为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础.