日本文殊快堆整体热腔室流场三维数值模拟

为研究日本文殊快堆一回路热腔室的热工水力特性,借鉴和消化国外快堆的设计经验,使用流体力学软件CFX对文殊快堆整体热腔室进行三维稳态数值模拟,得到其整体热腔室流场。文殊快堆全堆芯温度监测系统可为我国快堆小型化设计作技术准备。     

日本文殊原型快堆堆芯出口腔室热分层现象数值模拟

本文利用商业CFD程序STAR-CCM+,采用合理的网格生成技术及物理模型,对日本文殊原型快堆堆芯出口腔室建立近似1∶1的模型,模拟分析40%额定功率停堆过程中堆芯出口腔室的瞬态工况,获得腔室内较为完整的热分层进程。结果表明：停堆2 min后腔室内出现稳定热分层现象;10～21 min时热分层通过上升桶桶顶位置;10～140 min热分层处于上升筒顶端位置附近期间,腔室内流型不稳定;140 min后热分层完全处于上升桶顶,桶内流型稳定且接近于停堆前。模拟结果与实验数据对比表明,停堆初期4 min内两者符合较好,表明本文模拟方法适用于停堆工况堆芯出口腔室热分层进程模拟;之后模拟进程明显快于实验,分析其偏差主要来自模拟边界及结构与实际的差异。     

中国实验快堆事故停堆后余热排放过程的数值模拟

分析了中国实验快堆事故停堆后余热的排放过程。对热钠池中的流动与传热采用多孔介质模型的全三维数值模拟,对堆芯支路、事故热交换冷却回路和空冷塔冷却支路采用一维系统分析程序进行数值模拟。通过三维部分和一维部分相互耦合,模拟了余热排放的瞬态过程,得到了堆芯出口温度、燃料元件包壳的最高温度、余热热交换器的余热排放功率等许多重要参数随时间的变化曲线,对中国实验快堆的安全设计有重要的参考价值     

池式铅基堆热分层现象研究综述

铅基堆具有系统简单紧凑、安全性高等优点，已成为第四代核能系统的主要发展方向。铅基堆发生事故停堆时，堆芯功率骤降、驱动泵停闭，堆芯出口冷却剂温度急剧下降且流速降低，无法冲入热池顶部与高温流体进行混合换热，只能聚集在热池底部，导致热池中发生热分层现象。热分层现象会影响堆芯的余热排出能力，并会造成反应堆容器及内构件热疲劳。本文阐述了铅基堆热分层产生的机理与危害，调研并总结了铅基堆热分层现象国内外研究进展和存在的问题，最后从理论研究、实验研究和数值模拟研究方面提出热分层的未来研究方向。     

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。     

日本文殊堆启动对快堆研究至关重要

【本刊2003年11月综合报道】 2003年3月28日,日本核燃料循环开发机构(JNC)执行副总裁Yasuo Nakagami、法国原子能委员会(CEA)核能部主任Jacques Bouchard和美国阿贡国家实验室主任Hermann A.Grunder在美国发表了一份联合声明,强烈支持尽快恢复日本文殊原型快堆的运行。该声明认识到作为下一代核系统的快堆及其配套燃料循环的重要性,并强调文殊堆未来将扮演的重要角色。该堆的运行许可证于2003年1月底被日本最高法院吊销。 上述核工业界领导人强调,美国、日本和几个欧洲国家多年来通过建造实验型和原型快堆已获取了相当可观的专门知识…     

快堆热钠池的三维热工水力分析

采用多孔介质的方法，对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）热钠池的复杂流场进行了数值模拟，计算结果与设计值符合得很好，并给出了流场分布，为中国实验快堆的进一步设计和安全性能评价提供了重要的参数。     

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。     

高温堆燃料元件气动力提升过程的数值模拟

为研究高温气冷堆中燃料球的气动力提升过程，本文采用三维计算流体力学数值模拟与三自由度动力学仿真解耦的方法对燃料球的运动轨迹进行了模拟。通过计算流体力学方法计算了燃料球在提升管内所受的气动力，运用三自由度动力学仿真给出了燃料球在输送管道内的运动轨迹。将数值模拟的运动轨迹与实验测量的结果进行对比发现，本文数值模拟可准确地预测燃料球的运动轨迹和碰撞次数，与实验结果相符。这表明本文方法可用于模拟高温堆燃料球的气动力提升过程。     

10MW高温气冷堆90°弯头内氦气流动特性分析

为了在10MW高温气冷堆中引入弯头传感器,通过实验和数值模拟的方法对90°弯头内流体的流动特性进行了研究,以实验获得的弯头内弧面和外弧面上的压力分布数据来对CFD模型计算的可信性进行评估,并应用验证后的CFD模型对高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性进行数值模拟。通过对比实验数据和CFD模拟结果发现,实验结果与数值模拟结果基本趋于一致,90°弯头内、外弧面的压力呈现明显的不均匀分布现象,在弯曲角度α=30°~50°之间,内、外弧面的压力差达到最大值并持续保持一段位置,k-ω模型能用于预测10 MW高温气冷堆蒸汽发生器内90°弯头处氦气的流动特性。     

Validation of a Computational Simulation Method for Evaluating Thermal Stratification in the Reactor Vessel Upper Plenum of Fast Reactors

Validation of a numerical simulation method is carried out for thermal stratification phenomena in the reactor vessel upper plenum of advanced sodium-cooled fast reactors. The study mainly focuses on the fundamental applicability of commercial computational fluid dynamics (CFD) codes as well as an inhouse code to the evaluation of thermal stratification behavior including the simulation methods such as spatial mesh distribution and RANS-type turbulence models in the analyses. Two kinds of thermal stratification tests are used in the validation, which is done for relatively simple- and conventional-type upper plenum geometries with water and sodium as working fluids. Quantitative comparison between the simulation and test results clarifies that when used with a high-order discretization scheme of the convection term, the investigated CFD codes are applicable to evaluations of the basic behaviors of thermal stratification and especially the vertical temperature gradient of the stratification interface, which is important from the viewpoint of structural integrity. No remarkable difference is seen in the simulation results obtained using different RANS turbulence models, namely, the standard kε model, the RNG k-ε model, and the Reynolds stress model. It is further confirmed in a numerical experiment that the distribution of two or more meshes within the stratification interface will lead to accurate simulation of the interface temperature gradient with less than 10% error.     

Numerical study on structural integrity of inner barrel caused by thermal stratification in upper plenum of Monju

In Japanese prototype fast reactor, Monju, an inner barrel with several flow holes is placed at an upper plenum adjacent to a core outlet. When the reactor scram occurs, a cold coolant flows into the bottom of the upper plenum through the core outlet and thermal stratification will appear at the upper plenum. And thus, the inner barrel may be damaged by a thermal stress due to thermal stratification. In this study, a structural integrity assessment method is developed based on fluid-structure interaction analysis and cumulative damage rule. First, a three-dimensional thermal-hydraulics analysis is conducted to simulate a turbine trip test from 40% power operation. Full power output conditions are also simulated by modifying conditions of 40% power output conditions. Next, the thermal stress analysis is modified by adding a practical condition, such as a bending stress. Then, the thermal stress is calculated at each location of the inner barrel. Finally, cumulative damage is evaluated by using the present method. It is concluded that a main factor of cumulative damage is a stress near flow holes that causes stress concentration. It is also found that thermal transient within several hundred seconds after the reactor scram is an important factor.     

基于运行数据的船用堆波动管热分层现象研究

基于运行数据将船用堆波动管热分层划分为升功率、降功率、变工况、小喷淋流量4类典型瞬态,对4类典型瞬态分别进行无量纲里查德森数（Ri）分析、瞬态工况数值模拟计算,得到波动管在4类典型瞬态下水平管段的热分层区间长度、持续时间和最大温差。结果表明,升功率和降功率瞬态热分层仅单次贯穿波动管,升功率瞬态的接头部位循环的热波动以及小喷淋流量瞬态水平段的长区间、长时间、大温差的热分层现象和变工况导致的热应力波动可能影响到波动管的安全。本文提出的基于运行数据的波动管热分层现象研究方法为后续热应力和热疲劳分析奠定了基础,同时可以为其他容积设备热分层研究提供参考。      

基于CFD的铅铋快堆上腔室降阶热分层模型开发

在铅铋快堆紧急停堆后，上腔室发生热分层现象对堆内结构完整性和自然循环余热排出能力产生重要影响，需要重点关注。为克服传统热分层分析方法的缺陷，基于计算流体动力学（CFD）程序Fluent得到高精度的全阶快照，通过特征正交基分解（POD）与Galerkin投影结合的方法构建降阶热分层模型。通过与CFD全阶热分层模型对热分层现象进行对比分析，研究结果表明所开发的降阶热分层模型能很好地模拟上腔室温度分布，能快速地开展铅铋快堆事故下的热分层界面特性研究。本文研究对热分层现象产生机理、有效遏制热分层现象产生提供了重要分析工具。     

池式快堆系统瞬态分析软件开发

为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。     

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

示范快堆堆坑通风冷却三维数值模拟

为详细研究示范快堆堆坑内空气流动状态和温度分布情况，检验现行堆坑通风系统布置合理性与冷却效果，本文利用CFD软件对正常运行工况下的示范快堆堆坑空气流域进行三维数值模拟。结果表明，通风系统冷却效果满足设计要求，堆坑混凝土内壁最高温度为50.7 ℃，但堆坑内部流场复杂，温度分布的不均匀性较高，通风系统进出口排布方式需进一步优化。计算结果为主容器及贯穿件支承热工计算提供了更为准确的边界条件，为示范快堆一回路设计提供参考。     

快堆组件数值模拟研究

为详细研究快堆组件棒束中的流动换热特性，本工作采用Fluent程序对169棒束快堆燃料组件进行三维数值模拟。结果表明，在流量为10.92~18.67 kg/s时，计算得到的压降与已公开发表文献结果的相对偏差小于3.41%。内子通道的相对温度升高，呈现出周期为1/3螺距的波动，内子通道的局部温度比子通道程序SUPERENERGY计算的结果更高。根据模拟计算结果可更为准确地预测棒束通道内的流动换热情况，为今后组件棒束热工水力学设计提供参考。     

模块式小堆超压风险及设计优化研究

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器（OTSG）的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统（RCS）可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。