钠冷快堆熔融物碎片流重定位行为数值模拟研究

钠冷快堆发生堆芯熔毁后，熔融物碎片堆积于堆芯捕集器或下封头内，从而形成碎片床。碎片床的形态结构对其冷却性能具有重要影响。然而，液态金属钠为非透明介质，难以通过可视化实验研究熔融物碎片流重定位的瞬态过程。本文建立了一种CFD-DEM耦合数值计算模型以模拟熔融物碎片流在液态金属钠中的重定位行为，通过实验数据验证了模型的正确性，并研究了熔融物碎片直径对碎片流冷却特性和碎片床形态结构的影响。本研究结果可为堆芯碎片床冷却特性研究提供指导，对钠冷快堆中堆芯捕集器的设计和布置等严重事故缓解措施的制定具有参考价值。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示：保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

一种非能动余热排出系统设计方案

非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,应能够在较长时间内提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。提出一种非能动空气冷却余热排出系统(PRHRS)方案,利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,既可以满足事故初期快速冷却的要求,又能保证非能动余热排出系统在相当长一段时间内的可靠运行。基于自然循环系统特性对所设计的PRHRS系统进行设计计算,并使用RELAP5程序对全厂断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,以验证设计的合理性。反应堆热工水力动态特性的结果表明,该系统可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。     

VVER堆芯捕集器换热特性数值模拟研究

核电厂发生堆芯熔毁严重事故后，堆芯熔融物可能熔穿反应堆压力容器壁面造成第二道屏障失效，此时可通过堆芯捕集器收集并冷却熔融物以防止事故进一步发展。为了探讨俄罗斯VVER(Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor)采用的坩埚式堆芯捕集器中熔融物的冷却过程，本文根据VVER堆芯捕集器设计资料推导参数，采用多物理场耦合软件COMSOL建立相应的计算模型，对堆芯捕集器中熔融池的流场、温度场和结壳情况进行了数值模拟研究。计算结果表明：在分层熔融池结构下，金属层会迅速凝固，含衰变热的氧化物层冷却十分缓慢。为了实现坩埚式堆芯捕集器设计功能，需要相关设备和支持辅助系统在很长时间内保持可运行性。     

钠冷快堆碎片床迁移判据模型适用性分析

当钠冷快堆(SFR)发生堆芯解体事故(CDA)时,熔化后的堆芯燃料被冷却剂冷却固化成碎片颗粒,在堆芯下腔室堆积成碎片床。为保证碎片床内部的衰变热的有效移除以及熔融物堆内滞留(IVR)的有效实施,必须对碎片床迁移行为进行有效预测和模拟。研究人员基于颗粒受力平衡分析开发了碎片床迁移判据模型,以用于判断碎片床是否发生迁移。本文采用底部注气方法进行大量的碎片床迁移实验,并利用迁移判据模型对不同实验条件下的碎片床迁移行为进行计算和预测,进一步验证了所开发的碎片床迁移判据模型的合理性。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。     

IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟

采用带移动边界的三维瞬态模型对1/4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程,以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽/水经验关系式计算,辐射换热采用相邻16棒间辐射模型计算。建立了动态烧蚀模型以模拟不断累积的堆芯熔融物对下支撑板的烧蚀作用。着重考虑了由熔融物滴落造成的冲击换热以及下支撑板上形成的熔坑底部换热。文献验证对比证明了模型的正确性。模拟结果表明:事故进程2600 s时,冷却剂蒸干造成堆芯融化速度急剧加快。8000 s时80%的堆芯质量熔化。下支撑板上的烧蚀区域主要集中于板心半径700 mm处,并在6000 s时完全贯穿。     

钠冷快堆堆芯熔融物射流碎裂特性理论研究

在钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物可能掉入冷却剂中并与液态金属钠相互作用,导致熔融物的碎裂及凝固,并在堆芯捕集器或下封头内重定位形成堆芯碎片床。熔融物的射流碎裂特性直接关乎堆芯碎片床的冷却及再临界行为。本文基于线性稳定性理论、运动学方程和交界面修正拉普拉斯定律,推导出考虑沸腾和凝固效应的熔融物射流表面不稳定性增长方程,建立了液态金属钠中熔融物射流碎裂模型,并提出了典型环境中熔融物射流碎裂准则。随后使用熔融物射流碎裂模型对COSA实验结果进行了对比分析。本研究结果将为钠冷快堆严重事故的评估论证提供可靠工具,对严重事故缓解措施的设计也具有重要的指导意义和参考价值。     

德国核能研究现状

[德国《原子经济》1994年第3期第192页报道] 联邦研技部关于“创新的反应堆”计划执行路线是,在考虑与改善经济性有关的新的安全质量的情况下,开拓核工业界的新潜力,以补充工业界的研究工作和“传统的”反应堆安全研究。它涉及到各种长期的考虑。具体任务的几个实例是:开发反应堆压力容器内熔化堆芯收集器技术;在发生堆芯熔化事故时反应堆压力容器的外部冷却;对非能动的余热排出的研究;使用热管;研制抗破裂、预应力铸造压力容器以及研制     

严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。     

基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一，在维持反应堆压力容器的完整性，包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力，而且在整个过程中不发生结构失效，即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序，基于大型先进压水堆的设计，针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析，通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度，判断下封头残留厚度对于熔融物的包容，评估系统的有效性。结果表明：在下封头较上部位置的部分区域内，换热较为剧烈，其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处，事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化，剩余厚度满足包容要求，但是最终剩余厚度十分有限。     

示范快堆正常余热导出方式优化研究

基于示范快堆1号机组正常余热导出系统单独设置(非安全级),实现将反应堆停堆检修或换料时用7天时间导出堆芯余热。由于钠冷快堆的特殊性,无法像压水堆那样利用辅助给水、大气释放阀导出堆芯余热,提前释放常规岛水汽和冷源系统检修窗口,为此设计了LBN系统并配置循环冷却塔、热交换器、循环水泵、管道、阀门以及仪表控制设备,以达到堆芯余热导出和提前释放三回路系统检修窗口目的,但经过对三回路系统设计及汽轮发电机组和三回路系统整体停役检修窗口研究分析,借鉴压水堆的经验可以通过循环水泵—凝汽器或循环水泵—闭式冷却水余热导出方式取代正常余热导出系统,从而实现利用已有系统设备实现堆芯余热导出,节省前期投资和后期运维成本,对2号机组设计优化具有借鉴意义。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

CARR导流箱设计

CARR导流箱（见图1）是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器，既是反应堆系统压力边界的一部分，又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件；并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。     

示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析

针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法（IVR-DOE10460）,建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据,确定了输入数据。在此基础上,利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析,并基于时间分数法与延性耗竭法（应变分数法）对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明：堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求,且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。     

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.     

示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析

针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法(IVR-DOE10460),建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据,确定了输入数据。在此基础上,利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析,并基于时间分数法与延性耗竭法(应变分数法)对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明:堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求,且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。