钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析

以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象,结合其结构参数和运行参数,选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序,采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算,以验证程序计算的准确性,再结合计算结果,对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析,并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明,ELSY HST-SG各项参数选择合理,热工水力性能优良,结构紧凑。因此,该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。      

基于老化降质的自然循环蒸汽发生器改进设计研究

基于自然循环蒸汽发生器传热管的各种老化降质机理,对蒸汽发生器的改进设计进行了分析研究。研究结果表明,通过选择I-690TT作为传热管材料、加装排污装置、采用三叶或四叶梅花孔型管束支承板、在U型弯头区加装V型防振条结构以及给水采用全挥发处理等措施,可有效避免或缓解自然循环蒸汽发生器常见的各种老化降质。     

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。      

自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。     

耦合S-CO2布雷顿循环的自然循环铅冷快堆控制策略研究

自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳（S-CO2）布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型,并设计了2种反应堆控制方案,一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案,另一种为添加控制棒棒位限制的补偿控制方案。研究结果表明,在3%FP/min(FP为满功率)的小变负荷速率下,2种控制方案下的负荷跟随动态偏差皆在-2%～1%之间,但对于堆芯出口冷却剂温度的稳定,补偿控制方案优于常规控制方案;在6%FP/min～18%FP/min的大变负荷速率下,常规控制方案下的堆芯出口温度变化幅度为-40～0℃,而补偿控制方案下的堆芯出口温度的变化幅度为-5～2℃。因此,补偿控制方案可作为自然循环铅冷快堆控制的有效手段。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

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。     

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统（PRHRS）的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。     

Void Transport after Steam Generator Tube Leakage in Natural Circulation Lead-cooled Fast Reactor

For lead-cooled fast reactors, steam generator tube leakage and/or rupture (SGTL/R) is one of the safety issues. During SGTL/R, high-pressure water from secondary side of main heat exchangers is injected to lower-pressure primary side. It may have significant negative impact on the integrity of structures nearby, the flow and heat transfer capabilities of the primary system and the reactivity of the core. The transport of steam bubbles and subsequent void accumulation in the primary system of SNCLFR-100 were addressed in the paper. Based on ANSYS FLUENT, Lagrangian tracking of steam bubbles (voids) in Eulerian flow field was performed to identify the locations and traces of steam bubbles after SGTL. The core safety characteristics under SGTL/R accident were also evaluated. The results show that the leakage location, bubble size and the liquid contamination all have influence on the void transport. For the contaminated primary system of a lead-cooled fast reactor, the occurrence of SGTL with a low leakage location may significantly affect the normal operation of the reactor.     

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。     

蒸汽发生器管束的固有振动分析

通过对蒸汽发生器管束模型的建立,采用有限元分析方法,研究了支撑板、流量分配板、防振杆、环箍等部件对管束固有振动的影响.同时考虑了传热管内外流体对管束固有频率的影响.计算表明:防振杆与环箍的结构和尺寸对蒸汽发生器管束的固有振动频率有显著影响.     

立式自然循环蒸汽发生器的重量优化设计

蒸汽发生器（SG）是压水堆核动力装置中重量及尺寸较大的关键设备之一,且随着SG大容量、大型化的发展趋势使其重量和体积进一步增加,这给设备的运输和布置带来了困难,因此,有必要在SG设计中,在满足换热性能及安全要求的条件下,寻找设计参数的最佳组合,以减小SG重量或体积。本文建立了SG重量评价程序,并在对影响SG重量的热工参数和结构参数进行敏感性分析的基础上,采用复合形 遗传优化算法,以SG重量为目标进行了参数优化设计。优化结果显示：与原始方案相比,优化设计方案的重量减小了17.16%,优化效果显著,并从理论上证明了优化的可能性,研究结果可为实际工程设计提供参考。     

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。      

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。      

次锕系核素在铅冷快堆中的嬗变性能

乏燃料中大部分次锕系（minor actinides, MA）核素半衰期较长,对环境具有长期放射性危害。分离 嬗变技术将次锕系核素从高放废液中分离出来,并通过反应堆嬗变为短寿命或稳定核素,从而消除其放射性危害。为研究次锕系核素与燃料均匀混合、制成嬗变棒和做燃料芯块镀层装载方式下在铅冷快堆中的嬗变特性,采用MCNP和SCALE程序进行模拟计算。结果表明,三种方式下²³⁷Np、²⁴¹Am、²⁴³Am和混合次锕系核素使有效增殖因数k_eff降低,而²⁴⁴Cm和²⁴⁵Cm使k_eff升高,且²⁴⁵Cm可使k_eff大幅度增加。不同质量的混合次锕系核素装载后,三种方式下堆芯k_eff都随装载量的增加而降低,降低幅度由小到大分别为嬗变棒、均匀混合和镀层。不同次锕系核素装载量以均匀混合方式在堆芯经过550 d辐照后,²³⁷Np、²⁴¹Am和²⁴³Am嬗变率均为正值,其中²⁴¹Am嬗变率最大,而²⁴⁴Cm和²⁴⁵Cm嬗变率均为负值,²⁴⁵Cm增加明显,总的次锕系核素嬗变率为14%,可为次锕系核素在铅冷快堆中嬗变性能评价提供参考。     

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究

蒸汽发生器（SG）作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器,其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行,因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型,对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算,获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算,确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程,获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值,验证了计算的准确性。