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。     

基于FR-Sdaso的法国凤凰堆寿期末自然循环实验分析

系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一,也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆（Phenix）在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验,为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此实验过程,利用自主研发的系统分析程序FR-Sdaso对凤凰堆进行建模,对其自然循环实验开展计算分析,并将主要参数的计算值与实验值进行了对比分析。结果表明,FR-Sdaso可较好地模拟此实验的瞬态过程,可用于开展钠冷快堆此类瞬态的安全分析。     

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。     

耦合S-CO2布雷顿循环的自然循环铅冷快堆控制策略研究

自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳（S-CO2）布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型,并设计了2种反应堆控制方案,一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案,另一种为添加控制棒棒位限制的补偿控制方案。研究结果表明,在3%FP/min(FP为满功率)的小变负荷速率下,2种控制方案下的负荷跟随动态偏差皆在-2%～1%之间,但对于堆芯出口冷却剂温度的稳定,补偿控制方案优于常规控制方案;在6%FP/min～18%FP/min的大变负荷速率下,常规控制方案下的堆芯出口温度变化幅度为-40～0℃,而补偿控制方案下的堆芯出口温度的变化幅度为-5～2℃。因此,补偿控制方案可作为自然循环铅冷快堆控制的有效手段。     

CEFR和BN800系统运行工况的分析和比较

研究反应堆系统的运行工况,对于反应堆的安全运行是非常重要的,本文对我国实验快堆CEFR和俄罗斯BN800快堆的总体特征进行了比较,并对CEFR和BN800的系统运行分类情况进行了比较分析,在此基础上,对CEFR和BN800系统的主要运行工况进行了细致的比较和分析,详细地分析了两个反应堆系统在各种运行工况下运行的要求、工况参数和运行过程以及相应的各项安全要求,比较分析了它们之间的相同之处和区别所在。     

中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析

本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明，当保护停堆系统正常工作时，ＣＥＦＲ在所分析的事故下具有良好安全性。     

自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。     

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 ,总趋势是使自然循环能力有所下降     

基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆方案研究

超临界二氧化碳布雷顿循环因热效率高、布置紧凑等特点受到了广泛的关注,多种核能系统将其列为备选的动力循环系统。为研究基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆系统的特点,本文在调研和分析的基础上,从反应堆回路数目、动力循环方式、系统参数选取及设备材料选型等方面开展了分析与对比,针对给定的系统配置方式初步分析了系统主要参数特点,并对应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力循环系统的发展提出了建议。     

自然循环工况下离心泵阻力特性的实验研究与数值模拟

停转后泵的阻力特性对自然循环流量影响明显。为研究低流量自然循环工况下离心泵的阻力特性,设计了实验台架,对离心泵的正向压降、反向压降和损失系数进行了测量,实验雷诺数为2.0×10⁴～1.5×10⁵。实验表明：相同雷诺数下,反向压降明显高于正向压降;雷诺数大于8×10⁴时,损失系数基本保持不变,而低雷诺数下损失系数随雷诺数的降低有增大的趋势;基于实验得到了损失系数的经验关系式。采用CFD方法对离心泵的内部流场进行了模拟,计算表明：CFD方法能较好地预测损失系数,RNG k-ε模型与实验值的相对误差不超过10%;离心泵的压力损失主要集中在叶轮、导叶等结构的交界区域;正向与反向流动的流场分布存在显著区别;低雷诺数下局部流动更加不稳定。     

HFETR自然循环能力分析研究

针对高通量工程试验堆（HFETR）的运行特点,本文利用RELAP5/MOD3程序对HFETR进行了数值建模,并结合反应堆实际运行工况,采取了阶跃升功率法和积分功率法分析了系统压力和压力壳平均水温对HFETR最大自然循环能力的影响。结果表明：系统在常压和带压工况下,HFETR的最大自然循环能力分别为0.9、2.0MW。自然循环能力随运行压力的升高而增大,随压力壳水温的升高而降低。本文基于计算数据与理论推导提出了预测不同平均水温下最大自然循环能力的关系式,该公式具有指导反应堆实际运行的工程意义。     

CEFR一回路管廊通风系统改造后雾状钠火事故分析

中国实验快堆（CEFR）是液态金属钠冷却的快中子实验堆,一回路钠净化系统管廊即309/1房间作为放射性钠气溶胶包容小室之一,房间内布满高温涉钠管道,特别是布置了反应堆主容器内高温强放射性钠流向外部的唯一管道。假使管道破裂,SSW喷射出的高温钠会燃烧引起钠火,在一定条件下,可能会产生持续的雾状钠火,对于房间压力、房间内气体温度、内部结构温度等因素影响很大。基于给309/1房间降温的目的对该房间进行了通风系统改造,改造后的通风系统增大了在309/1房间的正常排风量和正常进风量,这应该会对309房间的钠火事故热力学后果有所影响。本文利用FEUMIX程序计算一回路管廊通风系统改造后发生的雾状钠火事故后果,并与原通风设计条件下的雾状钠火事故后果进行对比,结果表明,通风系统改造对一回路管廊的雾状钠火事故具有一定缓解效果。     

基于GO法的CEFR核级循环冷却水系统可靠性分析

可靠性是衡量反应堆性能的一个重要指标，GO（GO Methodology）法是一种以成功为导向的系统可靠性分析方法，它可以分析多状态、有时序的复杂系统的可靠性，尤其是有实际物流如气流、液流、电流的生产过程的可靠性和安全性分析更为合适，其分析过程更能反映系统的原貌。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

自由液面饱和工况下压力容器外部自然循环及CHF的特性分析

基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部冷却过程的影响。     

一体化压水堆强迫循环转自然循环过渡过程特性分析

针对一体化压水堆核动力装置,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,研制相应的计算程序。对一体化核动力装置强迫循环向自然循环转换过程进行仿真模拟。在过渡过程中,一体化压水堆核动力装置反应堆功率变化幅度较大,冷却剂流量的变化对一回路温度影响较大。     

起伏因素影响自然循环流动的机理分析

以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了起伏条件下自然循环流动的理论分析模型,并通过编制程序进行离散求解,分析了起伏对自然循环的影响机理。结果表明：1）起伏对自然循环具有重要影响,起伏幅度越大,或起伏周期越长,流量波动越大;2）起伏条件下的自然循环是交变力场和密度分布变化综合作用的结果;3）起伏对自然循环的影响在一定参数条件下可能比摇摆更显著,从而可能引起更加严重的后果,需要引起关注。     

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。