螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。      

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE开发与初步验证

为了对铅基快堆氧化物燃料元件稳态工况下的服役性能和行为演化进行模拟计算,本文基于串行的半隐式耦合求解方法开发了铅基快堆氧化物燃料性能分析程序FUTURE。程序采用两步分析法实现了铅基快堆氧化物燃料棒全域热力分析与局部行为模型的多物理场耦合计算。通过各计算模块与模型算例、基准公式和现有程序的对比分析,对FUTURE程序进行了各分离效应的初步验证。结果表明,FUTURE程序能准确模拟铅基快堆稳态工况条件下氧化物燃料元件内部的温度演化、结构变形、应力分布和相互作用,并实现对燃料重构、氧和钚元素的迁移、裂变气体释放和服役期内液态铅铋腐蚀等内容的计算模拟。     

我国新一代铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号实现首次临界

<正>10月9日,我国新一代铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号在我院实现首次临界,并正式启动堆芯核特性物理实验。这标志着我国在铅铋快堆领域的研发跨出实质性一步,进入工程化阶段,也意味着我国在铅铋快堆研发领域已跻身国际前列。此前,由我院联合中核二三公司共同设计建造的铅铋合金动态腐蚀试验回路,达到额定设计参数550℃连续安全运行168 h,意味着面向型谱化铅铋堆的材料关键技术开发具备了高温和高流速工况下考核试验条件。     

基于漂移流模型的液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性分析

在液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器中,存在一个普遍问题,其一次侧的进、出口温差大幅升高,二次侧出口蒸汽过热度显著增大,这给其设计及运行带来了挑战。基于离散网格法建立了液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力分析模型。模型对整个一、二次侧回路进行网格划分,采用漂移流模型计算二次侧水-水蒸汽的流动与传热,并在一次侧计算中采用液态金属物性与流动传热关联式;采用内节点法对壁面划分网格,考虑两侧流体与管壁间的对流换热以及壁面导热。基于实验数据验证模型可靠性。以铅铋快堆为例,研究不同入口条件下蒸汽发生器的热工水力特性。研究发现一、二次侧之间的壁面热流密度沿程分布极为不均匀,且热流密度峰值极高。算例中壁面热流密度最大值达到1361 kW/m²,最大值与最小值间相差数十倍到数百倍。随着一次侧入口铅铋温度以及铅铋流速的增加,二次侧过冷水区及两相区长度明显缩短,过热蒸汽区长度明显增大;同时,壁面热流密度峰值向螺旋管入口方向移动,二次侧工质压降明显增大。     

铅水反应中铅铋合金凝固的数值模拟

为了研究铅铋合金在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故所引发的铅铋合金与水反应过程中的凝固机理,通过耦合VOF模型、Realizable k-ε湍流模型、凝固传热模型,利用FLUENT软件建立了铅铋合金与水反应过程的二维仿真模型,并将该模型与现有反应实验的结果进行对比验证。随后基于热焓法建立可以直观描述铅铋合金凝固现象的凝固传热特性热焓方程,通过控制模型变量研究影响铅铋合金凝固发生的因素及条件,最后将该模型应用于复杂结构场景中。结果表明,铅铋合金与水的温差、水流喷射初始速度、注水管径是影响铅铋合金凝固的主导因素,本文提出的模型具有较高可靠性,能够模拟实际工况中铅铋合金的凝固现象。本研究所得到的机理性结论与现象学结论能够为铅基快堆安全分析提供理论支撑。      

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。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标，开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计，在选用PuN-ThN燃料和²⁰⁸Pb-Bi冷却剂的基础上，提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案，开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计，分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明：在低燃料装载量和小堆芯体积条件下，SPALLER-100堆芯换料周期达32 a，平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM)，整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值，反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和~(208)Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

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。      

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。      

铅铋自然循环回路热损效应分析

在液态金属自然循环回路的计算分析过程中,已有研究一般忽略散热损失,常导致计算结果与实验结果有较大的区别。为研究散热损失对液态金属自然循环回路稳态特性的影响,利用MATLAB/Simulink编制了含有散热损失模型的铅铋自然循环回路计算程序,并用实验结果进行了验证。利用该程序,分析了不同热功率、中间热交换器二次侧流量和环境温度下散热损失对自然循环回路稳态参数的影响。计算结果表明:通过减小散热损失可提高回路的自然循环流量;当二次侧流量较小时,散热损失对循环流量的影响更为明显;通过增加二次侧流量或适当增加热功率可减小散热量占总热功率的比例,提高热量利用率;当二次侧流量不变时,不同热功率下环境温度对回路的自然循环流量的影响不明显,但热量利用率会随环境温度的升高而增加。     

直流蒸汽发生器分组运行对流动不稳定的影响

一体化压水堆通常采用多个直流蒸汽发生器（OTSG）,在特定运行条件下,OTSG二次侧会出现流动不稳定现象,如何避免流动不稳定现象的发生是保证OTSG安全、稳定运行的难题。由于OTSG的流动不稳定出现在一定的运行区域,在低负荷时可采用OTSG分组方式运行,以保证运行的OTSG不发生流动不稳定现象。本工作采用RELAP5/MOD3.4程序对系统的运行特性进行分析,在讨论分组运行避开流动不稳定现象的同时,对OTSG分组运行模式在一体化压水堆核动力装置快速变负荷过程中的应用进行了特性研究。结果表明,OTSG分组运行方案可有效地避开流动不稳定区间,保证一体化压水堆核动力装置低负荷工况稳定运行。     

铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。     

铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析

为探索铅铋冷却快堆子通道的热工水力特性,自主研发了SACOS-PB子通道程序。本工作以矩形通道9根棒束组件为例,使用SACOS-PB程序对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用CFX软件进行验证。结果显示,SACOS-PB程序计算结果与文献值比较符合,与CFX软件计算结果符合度也较高。使用SACOS-PB程序分析比较了3种组件结构,表明在铅铋冷却快堆中更适宜使用六边形通道,为进一步对铅铋冷却快堆子通道进行热工水力特性分析奠定了基础。     

水和液态铅-铋的自然循环流动相似性研究

自然循环铅-铋冷却反应堆是反应堆发展的重要方向,掌握铅-铋自然循环流动特性是发展自然循环铅-铋冷却反应堆的关键,实验模化相似性研究是其中进行的最广泛的方法之一。本文以相似理论为基础,采用理论推导研究和数值模拟相结合的方式探究用水来模拟铅-铋流动特性的可能性。最终结果显示在稳态工况和瞬态工况下,用水模拟铅-铋的流动特性都是可以实现的。     

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。     

轴流铅铋泵流场分析及优化

铅铋泵作为铅铋冷却快堆一回路的关键输送设备,其安全运行对铅铋冷却快堆的安全至关重要。液态铅铋合金在泵内流动特性对泵的长期安全运行有重要影响,为了研究轴流铅铋泵泵内流场,通过Workbench/BladeGen软件建立了主泵叶轮模型,在ANSYS CFX软件中数值模拟泵内流场,并根据数值模拟结果改进了导叶片厚度,优化了动叶片翼型出口角,从而改善泵内流场。研究结果表明,铅铋泵叶片型线出口附近角度变化过快会导致叶片压力分布不均匀,产生局部高压的现象,进而可能造成更严重的冲蚀。优化导叶片厚度以及动叶片出口液流角后,泵内流场整体迹线较为平稳,导叶片出口处铅铋合金流速可以维持在1.8 m/s左右。      

Y型截止阀在液态铅铋中流阻测量与分析

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)反应堆主选冷却剂材料之一,阀门是高温液态铅铋实验回路的重要组成部件之一,它的流动阻力大小直接影响整个回路装置的结构设计与安全运行。基于液态铅铋流体测量技术实验回路PREKY,开展了Y型截止阀在液态铅铋堆典型工况下的阻力特性测量实验研究,利用压差变送器获得压差实验数据,并与理论计算结果进行对比分析,验证了实验测量方法的可行性和测量结果的合理性。另外,获得了流速1.2–2.0 m·s-1内液态铅铋介质中Y型截止阀流阻理论计算指数x值为2.4,此值可直接应用于未来液态铅铋实验回路流阻计算与分析工作。     

RELAP5铅铋快堆模型拓展及验证

为研究铅铋快堆瞬态热工水力特性,对RELAP5程序进行二次开发,添加铅铋合金（LBE）物性模型和液态金属流动换热模型,并与NACIE-UP和CIRCE-ICE台架的实验结果进行对比。计算结果表明：NACIE-UP台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过5%,与其他系统程序CATHARE、ATHLET、RELAP5-3D、RELAP5/MOD3.3(modified)相比,本文程序的相对偏差不超过10%;CIRCE-ICE台架稳态流量和温度相对误差在2%以内,瞬态相对误差不超过10%。本文程序满足反应堆系统热工水力分析程序精度要求,可作为铅铋快堆安全分析的有效工具。