池式快堆三维热工流体力学设计研究

随着计算机软硬件技术的发展,三维数值分析技术已经成为池式快堆堆芯和钠池热工设计和计算分析的重要组成部分,并在其中发挥着不可替代的作用.通过对池式快堆几个典型热工现象的分析,展示了我国第一座池式快堆(中国实验快堆)热工设计和安全分析中所拥有的设计手段和工具,总结了三维数值分析技术在快堆工程中的应用,并指出了其对今后快堆热工设计的重要意义.     

中国实验快堆热钠池热分层现象研究

中国实验快堆(CEFR)在紧急停堆工况下,会在热钠池上部空间形成热分层现象。热分层出现后,由于上腔室底部存在大量的冷钠(相对而言),这将延缓一回路自然循环的建立。同时,冷钠的存在还会降低自然循环的流量,并对事故停堆后堆芯的冷却产生不利影响。因此,热分层现象应当引起广泛注意。从设备结构的完整性分析上看,快堆热分层现象的出现对堆容器和部分堆内构件是不利的,会使这些部件在结构内部形成明显的热应力,对堆的安全运行构成隐患。本文调研了国内外在该领域的研究状况,分析国外已有的实验研究和理论计算进展,并结合快堆现有的计算分析程序,对CEFR的热分层现象进行深入和较为全面的计算分析。通过计算分析可以看到,在全厂断电工况下,在热钠池的上部会初步形成稳定的热分层,分层界面位于中间热交换器入口的下方,但是热分层现象不会对堆的自然循环构成影响。     

CFR600泵支承氩气空间部分三维传热数值模拟

利用流体力学软件Fluent对中国示范快堆（CFR600）氩气空间及相关结构部件进行稳态共轭传热计算,验证分析泵支承结构位于氩气空间部分的热工设计。模拟结果显示,原型设计方案泵支承结构位于氩气空间部分周向温度分布有较大温度梯度,泵支承结构靠近主容器支承径侧温度明显高于远离支承径侧,改进的结构设计减小了泵支承周向的温度梯度,为优化泵支承结构设计提供了技术支撑。     

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析（PSA）方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

中国实验快堆一级概率安全评价--事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究，根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析，确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后，根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树，为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。     

液态金属钠在圆管内传热特性数值模拟研究

为研究液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的湍流传热特性,在已有实验研究的基础上,提出了k-ε模型下的湍流普朗特数Pr_t模型,并使用Fluent程序对圆管内的液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性进行了计算。理论设计值与已有实验结果进行对比,二者符合较好。根据本文提出的Pr_t模型,可较为精确地计算液态金属钠在不锈钢材料表面流动时的传热特性。     

快堆组件稠密棒束数值模拟

为详细研究快堆组件稠密棒束中的冷却剂流动方式,本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行了三维数值模拟,并与已公开发表的文献结果进行了对比。由计算结果可知：计算得到的摩擦系数结果在Re为35885～61354时与试验结果符合较好;从中心到外围,横向流和轴向流在不同的方向和位置呈现出不同的流动特性。根据模拟结果可更准确地预测棒束通道内的流动情况,可为今后稠密棒束组件水力学设计和子通道内流量测量试验提供参考。     

CEFR堆芯燃料区出口稳态热工数值模拟

应用通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆(CEFR)堆芯出口区域进行详细的三维热工流体数值模拟,研究了该区域内钠搅混状况,获得了堆芯出口流场和温场。计算结果为堆芯出口温度测点布置的合理性评价和分析温度波动和流动扰动对控制棒导向管的影响等问题提供依据和参考。     

第4代核能系统国际论坛（GIF）进展

随着世界范围的能源供应日趋紧张，以及人们对全球气候变暖和可持续发展等问题的日益关注，核能必将在未来世界的发展中发挥举足轻重的作用。为了解决发展核能所面临的铀资源短缺和核废料处理两大难题，保持核能的长期可持续发展，并减少环境忧虑，促使核能成为真正清洁能源，第4代核能系统国际论坛（Generation Ⅳ Intemational Forum，简称GIF）应运而生。