钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

基于CFD的钠冷快堆子通道绕丝搅浑系数选取

钠冷快堆能够提高铀资源的利用率,减少核废料的产生,是非常有前景的第四代核能系统堆型之一。同时,钠冷快堆也因其使用金属绕丝对燃料棒进行固定,具有更复杂的堆内构造,探究钠冷快堆堆芯内因绕丝而引起的搅浑效应对钠冷快堆的堆芯设计及安全分析具有重要意义。本文针对钠冷快堆的堆芯设计,采用CFD软件建立带绕丝的7根燃料棒束模型,针对大流量工况（工况1）、中流量工况（工况2）进行工况计算,根据流场的雷诺应力获得绕丝的湍流搅浑系数。并基于自主研发的子通道计算程序SAC-SUB建立相同的几何模型,将湍流搅浑系数输入子通道计算程序中,获得内通道、边通道、角通道温度分布,并将两种软件的计算结果进行了对比。对比结果表明,对于不同的通道而言,两种计算软件内通道的温度偏差最小（2.5℃）,角通道的温度偏差最大（13.2℃）。对于不同的流量而言,中流量工况（工况2）温度偏差更小,最小温差只有0.8℃。该工作为后续快堆子通道分析搅浑系数的选取提供了技术基础。     

钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证

热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证,本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR,进行中国实验快堆（CEFR）全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析,并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明,SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好,可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。     

钠冷快堆六角形组件换热特性分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化,简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析,结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中,辐射换热具有重要的影响,实验工况下辐射换热占总换热量的36%～57%。     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS.该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式.针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析...     

钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。     

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。     

基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆方案研究

超临界二氧化碳布雷顿循环因热效率高、布置紧凑等特点受到了广泛的关注,多种核能系统将其列为备选的动力循环系统。为研究基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆系统的特点,本文在调研和分析的基础上,从反应堆回路数目、动力循环方式、系统参数选取及设备材料选型等方面开展了分析与对比,针对给定的系统配置方式初步分析了系统主要参数特点,并对应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力循环系统的发展提出了建议。     

超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析

研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序.针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取了相关组件热工水力参数.在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考.     

金属钠蒸发行为研究#br#

钠的蒸发问题在钠冷快堆技术发展中不容忽视,钠蒸气将会引起众多钠冷快堆的运行问题。通过设计钠蒸发釜,搭建钠蒸发装置,对系列温度和压力下的钠蒸发速率进行了研究。经过大量实验,获得了温度200～550 ℃,氩气压力为5 Pa~51 MPa（a）下钠的蒸发速率。同时研究了蒸发面积、冷却面与钠液面距离对钠蒸发速率的影响。经过对实验数据拟合的结果表明,在同一压力下,钠的蒸发速率随温度的升高而呈指数升高,其变化规律符合Langmuir公式;在相同温度下,钠的蒸发速率随着氩气压力的升高呈对数下降,且与氩气压力自然对数的四项式相关;对于温度和压力的综合影响,得到了两个拟合关系式,该蒸发速率关系式能应用于5 Pa～51 MPa(a)、200～550 ℃范围内钠蒸发速率的预估。     

中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

钠冷快堆中池式钠火的计算分析

文章论述了根据池式钠火的特点建立了理论模型 ,编制了SPOOL程序。该程序模拟钠燃烧过程中钠和氧气的化学反应 ,钠燃烧热在各种介质中不同方式的传递 ,钠气溶胶的产生、沉积 ,以及在各种通风条件下多种介质的质量和能量交换等瞬态过程 ,描述了钠燃烧过程中各种特征参数随时间的变化。其主要的计算参数包括房间内气体的压力和温度、房间建筑结构的温度、钠气溶胶质量浓度等等。用俄罗斯别洛雅尔斯克核电站实验和法国卡桑德拉 3号实验的数据 ,对SPOOL程序进行验证的结果表明 ,该程序的计算结果可信。该程序为国内钠冷快堆中池式钠火事故的安全分析提供了分析方法     

钠冷快堆超导钠泵建模与性能研究

为克服钠冷快堆机械式钠泵机械磨损、噪声大、泄漏以及普通电磁泵流量小、扬程小等问题,提出了大流量鞍型磁体的电磁泵作为驱动钠循环的主泵设计方案。对其结构进行了研究并建立了相应的数学模型,利用Matlab编写程序进行了不同电流、磁感应强度和温度条件下泵的扬程、流量和效率的性能研究。结果表明,扬程随通道宽度的增加、电流的减小、磁感应强度的减小而减小,效率随电流的减小、磁感应强度的减小而减小,温度高于400 ℃时由于接触电阻的降低可使效率提高,鞍型超导钠泵的流量可由电流、磁感应强度控制,但较为实用的是电流控制。该研究可为具体设计提供依据。     

Experimental and Analytical Investigation of the Fast Reactor Passive Shutdown System: LIM

To enhance the inherent safety of the fast reactors, the lithium injection module (LIM) is proposed for inherent ultimate shutdown instead of conventional scram rod. LIM is composed of a refractory metal envelope in which 95% enriched ⁶Li is enclosed. In case the core outlet temperature exceeds the melting point of the freeze seal, ⁶Li is injected by a pneumatic mechanism from the top to bottom chamber to achieve negative reactivity insertion. This concept is attractive because the actuator has no moving parts and depends on the reliable physical property. In this paper, experimental and analytical verification of the LIM performance are presented. Real-time monitoring of LIM during reactor operation has been discussed as well.     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

快堆钠设备清洗方法综述

钠冷快堆在运行和退役期间必须对钠设备进行清洗除钠,国际上采用的清洗方法包括水蒸汽清洗法、水雾清洗法、醇清洗法和真空蒸馏法等六种主要清洗法,本文系统地概述了每种清洗法的清洗原理、特点、应用范围和缺陷,为不同环境下、不同结构形式的钠设备清洗方法的选择提供了参考价值.