钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序开发

为了对示范快堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析,自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法,采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算,得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数,并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明：自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合,偏差在工程可接受范围内,且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析,并具有良好的应用前景。     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。     

ERP-IV热工水力瞬态分析程序

本程序经多年不同阶段研制而成,今天已可以用于压水堆设计计算Ⅰ类、Ⅱ类、和部分Ⅲ、Ⅳ类事故瞬态及部分设计瞬态。是秦山核电厂用于事故分析和设计瞬态分析的主要程序之一。     

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。     

池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题,实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟,同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置,为池式快堆安全设计提供参考。      

钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析程序开发

钠冷快堆是第4代核反应堆的主力堆型,瞬态热工水力及安全特性是其设计研发和安全评审的重要工作,需要专用的分析工具。本文基于模块化建模思想,建立了钠冷快堆系统关键部件的热工水力模型和辅助模型,采用具有高稳定性和自动变步长能力的Gear算法,开发了钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析软件THACS,并通过了国际基准题EBR-Ⅱ的有保护失流事故实验SHRT-17的初步验证。结果表明,THACS程序能较好模拟此实验的瞬态过程,具备钠冷快堆瞬态热工水力及安全分析的能力,可为我国钠冷快堆研发提供支持。     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。     

钠冷快堆中安全棒落棒过程的水力计算

安全棒及其驱动机构是钠冷快堆中的紧急停堆系统,其落棒时间一直是钠冷快堆安全设计关注的重点之一。本文利用一维水力管网方法对中国实验快堆中的安全棒系统落棒过程开展了详细的建模和分析,得到了安全棒在落棒过程中的位移、速度、加速度与时间的关系,并与中国实验快堆调试试验结果进行了对比。同时,基于该方法开展了中国实验快堆安全棒落棒时间与冷却剂流量及温度的敏感性分析及研究。     

SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明：SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。     

Development of Sodium-cooled Fast Reactor Sodium Combined Fire Code

Sodium fire caused by sodium pipe leakage is the specific accident for sodium-cooled fast reactor. Based on the sodium spray fire model and sodium pool fire model, sodium spray fire and sodium pool fire were coupled together. A sodium combined fire code COMSFIRE was finally developed based on the structure characteristic of sodium technology room in sodium-cooled fast reactor. FAUNA sodium spray fire experiment and CADARACHE sodium pool fire experiment were calculated with the developed COMSFIRE code, the results of which were compared with the experiments results and some other code results. A combined fire case was designed, and the results were compared with CONTAIN-LMR code. The correctness of the COMSFIRE code was primarily proved through the comparison and analysis.     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

钠冷快堆系统程序FR-Sdaso开发

为解决600 MW示范快堆（CFR600）事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。     

Development of System Code FR-Sdaso for Sodium cooled Fast Reactor

To solve actual problems in the accident analysis and working condition design of the 600 MW demenstration fast reactor (CFR600), the sodium-cooled fast reactor (SFR) system code FR-Sdaso was developed, which could be used to model the reactor core, primary system, secondary system, tertiary system, quadruple system and the decay heat removal system of the SFR. The physical models can be divided into three categories: The models for nuclear island equipment including point reactor model, single-channel core thermal model, multi-zone sodium pool model and four-zone steam generator model, etc., the lump parameter models for conventional island equipment, including turbine, condenser, feed water heater, deaerator, etc., and the general models for pump, valve, pipe and control volume. Preliminary V&V work for FR-Sdaso was conducted, and the results show that FR-Sdaso can be used to analyze the transient conditions of the whole plant and typical SFR accidents such as overpower, loss of flow, and loss of heat sink. FR-Sdaso was used in the design and safety analysis of the CFR600.     

钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程的数值模拟研究

应用Fluent程序,对处于氩气中的钠冷快堆乏燃料组件自然循环冷却瞬态过程进行了三维数值模拟。计算获得了乏燃料组件内部冷却剂通道和外部区域的热工水力学现象及变化规律。结果表明:利用标记区域分割方法,将燃料棒间隙网格划分为绕丝网格和绕丝周边流体域网格,能在棒束区生成高质量结构化网格;在氩气自然循环冷却瞬态过程中,棒束区内子通道氩气流量增加速度落后于边子通道,内子通道升温更快;乏燃料组件棒束区温度在轴向呈现中心高、边缘低的分布特征;为避免包壳温度超过设计值,乏燃料组件处于氩气中的时间不宜超过6min。     

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。