钠冷快堆绕丝组件入口堵流事故数值模拟

钠冷快堆绕丝组件燃料棒排列紧密,如有异物进入,很有可能在入口发生堵塞并造成严重后果。本文使用商用CFD程序ANSYS Fluent对钠冷快堆绕丝组件的入口堵流事故进行了瞬态数值模拟,探究组件内的流动换热变化情况。结果表明：堵流发生后,流场在0.02 s左右达到稳态,而温度场在0.15 s左右达到稳态;瞬态过程中温度首先从堵块临近下游的燃料棒表面开始升高,并逐渐向外和向下游扩展;堵块后方速度较低,温度较高的尾流区长度约为60 mm,最高温度出现在堵块下游约4 mm处;出口处的流动速度与正常工况相差不大,且出口处的温度分布较速度分布对堵流事故更不敏感;绕丝产生的二次流对堵流事故有一定的缓解作用。上述研究结果可供钠冷快堆堆芯安全分析参考。     

单盒钠冷快堆燃料组件堵流事故的CFD分析

钠冷快堆大都采用金属绕丝来固定燃料组件,细长狭窄的流道容易积聚腐蚀沉积物,可能会引起钠的局部沸腾和包壳的传热恶化。本文利用商用计算流体动力学软件STAR-CCM+程序对中国实验快堆单盒燃料组件的堵流事故进行了数值模拟,分析了包壳内壁面温度与冷却剂在堵块附近的轴向流场分布,并与正常工况下的计算结果进行对比。计算结果表明:实心介质堵流危害比多孔介质更为严重;实心介质堵流事故的包壳峰值温度局部最高点始终位于堵块中心位置,而多孔介质堵流事故的位于堵块后方,且随堵块面积的增大而往下游偏移;堵块的孔隙率对包壳在堵块下游的最大温升有明显影响,随堵块孔隙率的增大而减小。     

基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学（CFD）软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。      

铅铋快堆单盒环形燃料组件典型堵流事故分析

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势,但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用,易发生堵流事故而导致传热恶化,从而危及第一道屏障的完整性,为此,亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型,基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度,以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析,分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配,并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加,堵塞区域包壳温度显著上升,回流区域范围扩大,燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移,堵块侧热流密度减小;当堵塞份额较大时,随堵块厚度增加,各参数变化与上述结论类似;堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小;且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近,内通道流量损失程度明显增大,而外通道流量几乎不受影响,因此,内通道发生堵流事故时危害更为严重。     

钠冷快堆六角形组件换热特性分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化,简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析,结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中,辐射换热具有重要的影响,实验工况下辐射换热占总换热量的36%～57%。     

钠冷快堆失流事故分析

本文介绍了钠冷快堆失流计算的数学模型、FRLOF程序的编制和用本程序对EBR-Ⅱ两个失流工况进行的理论计算。该计算结果与试验测量值吻合较好。     

小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100?MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型，对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示，当阻塞率β达到0.6时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右，而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右，包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃，此时最热组件内将出现包壳熔化现象。      

钠冷快堆的失流事故分析

钠冷快堆的失流事故分析王平，朱继洲（西安交通大学）关键词钠冷快堆，事故分析，失流１引言在钠冷快堆中，最典型的堆芯冷却系统故障或破坏事故是失流事故。作为设计基准事故之一，失流事故一旦发生，就要求事故保护停堆系统立即动作，实现事故保护停堆。但是，如果反应...     

钠冷快堆钠雾火事故三维数值模拟

针对钠冷快堆可能发生的钠雾火事故,开发和研制了一套用于钠火事故分析,能求解发生钠雾火事故后,事故空间3维的气体温度分布和化学成份分布的程序。本文详细介绍了分析求解钠雾火的燃烧模型和热传输模型,以及计算空间流场采用的计算方法和步骤,并将计算结果与试验值进行了比较：结果表明,二者符合较好。     

板状燃料组件入口堵流事故下流场和温度场的瞬态数值计算

板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂一般采用自上向下的强迫循环方式。在某些事故工况下,譬如由于燃料元件的辐照肿胀、堆内材料碎片或异物随冷却剂循环流入堆芯,可能引发堵流事故。该事故将造成燃料板失冷,板温升高,可能导致局部冷却剂蒸干,威胁燃料包壳的完整性,甚至造成放射性外泄,引发严重事故后果。本文采用CFD软件ANSYS FLUENT 12.1对板状燃料组件在入口95%部分堵塞和全部堵塞的工况进行了瞬态数值模拟。计算中考虑了冷却剂和燃料板的流固耦合传热问题,并对所得三维流场、温度场及影响因素进行了分析。     

池式钠冷快堆双层容器泄漏事故序列研究

钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10^-11（堆•年）^-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。     

钠冷快堆超导钠泵建模与性能研究

为克服钠冷快堆机械式钠泵机械磨损、噪声大、泄漏以及普通电磁泵流量小、扬程小等问题，提出了大流量鞍型磁体的电磁泵作为驱动钠循环的主泵设计方案。对其结构进行了研究并建立了相应的数学模型，利用Matlab编写程序进行了不同电流、磁感应强度和温度条件下泵的扬程、流量和效率的性能研究。结果表明，扬程随通道宽度的增加、电流的减小、磁感应强度的减小而减小，效率随电流的减小、磁感应强度的减小而减小，温度高于400 ℃时由于接触电阻的降低可使效率提高，鞍型超导钠泵的流量可由电流、磁感应强度控制，但较为实用的是电流控制。该研究可为具体设计提供依据。     

快堆钠设备清洗方法综述

钠冷快堆在运行和退役期间必须对钠设备进行清洗除钠,国际上采用的清洗方法包括水蒸汽清洗法、水雾清洗法、醇清洗法和真空蒸馏法等六种主要清洗法,本文系统地概述了每种清洗法的清洗原理、特点、应用范围和缺陷,为不同环境下、不同结构形式的钠设备清洗方法的选择提供了参考价值.     

钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10^-8/(堆•年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。     

钠冷快堆燃料破损定位方法综述

反应堆燃料元件破损后,为了确保运行安全和及时处理破损事故,必须对破损的燃料组件进行定位操作。本文广泛调研了国际上钠冷快堆中采用的各种燃料破损定位方法,介绍了定位原理,评析各种方法的应用范围和缺陷,展望了燃料破损定位技术的研发趋势,为我国钠冷快堆燃料破损定位方法的选择提供了参考依据。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆(CEFR)热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆(CFR)的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。     

钠冷快堆自然循环组件子通道程序初步研发

本文为计算和分析钠冷快堆自然循环组件的热工水力特性,开发了钠冷快堆堆芯自然循环冷却组件子通道分析程序。基于61棒单组件模型,通过将本程序的结果与COBRA程序进行比较,验证了钠冷快堆堆芯自然循环冷却组件子通道分析程序对自然循环冷却组件的适用性。基于多盒组件模型,初步验证了本程序具备自然循环冷却组件的流量分配和盒间换热计算的功能。本程序能为池式快堆自然循环冷却组件提供有效的设计和分析工具。     

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。     

快堆单个燃料组件完全堵流事故的建模及其验证

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列,根据SCARABEE-N系列实验建立了相关的计算模型.冷却剂的沸腾及其两相流动的描述采用两流体模型;包壳的流动、燃料的熔化及其塌陷采用类似SURFASS程序的简单方法处理.对于事故后期形成的UO2-钢混合沸腾池,采用一维半经验模型描述,即:用漂移速度模型来预测空泡份额分布;用修正后的Greene关系式计算沸腾池和壁面之间的传热系数;用焓方法(enthalpy method)求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度.为了验证本文建立的模型,对SCARABEE BE 1实验结果进行了校核计算,其结果与实验结果基本吻合.     

钠冷快堆中池式钠火的计算分析

文章论述了根据池式钠火的特点建立了理论模型 ,编制了SPOOL程序。该程序模拟钠燃烧过程中钠和氧气的化学反应 ,钠燃烧热在各种介质中不同方式的传递 ,钠气溶胶的产生、沉积 ,以及在各种通风条件下多种介质的质量和能量交换等瞬态过程 ,描述了钠燃烧过程中各种特征参数随时间的变化。其主要的计算参数包括房间内气体的压力和温度、房间建筑结构的温度、钠气溶胶质量浓度等等。用俄罗斯别洛雅尔斯克核电站实验和法国卡桑德拉 3号实验的数据 ,对SPOOL程序进行验证的结果表明 ,该程序的计算结果可信。该程序为国内钠冷快堆中池式钠火事故的安全分析提供了分析方法