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用通用计算流体力学程序FLUENT计算了中国氦冷固体增殖实验包层模块(TBM)冷却剂丧失事故中的冷却剂排放瞬态过程。并为中国氦冷固体增殖实验包层模块冷却剂丧失事故(LOCA)分析开发了一维喷放和余热排除计算模型。典型LOCA事故的分析结果显示,TBM诱发事故或ITER其它部件诱发TBM事故对整个ITER系统安全造成的总风险不严重。     

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基于CN HCCB TBS的最新设计,用RELAP 5软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时 TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

CN HCCB TBS 的LOFA 与真空室内LOCA 初步分析

基于CN HCCB TBS 的最新设计,用RELAP 5 软件对失流事故(LOFA)和真空室内失冷事故(In-vessel LOCA)这两种假设基本事故进行了分析。结果表明,CN HCCB TBS 在这两种事故工况下的安全性是有保证的,并且热工水力学瞬态分析能给出有关发生事故时TBM 安全性相关性能的信息,从而提出了所需要的各种安全保护系统及其动作的时间。     

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采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。     

中国氦冷固态包层热工水力瞬态安全分析

中国氦冷固态包层（TBM）是在国际热核聚变实验堆（ITER）上验证将来聚变商用堆技术可行性的重要一步，相应的热工水力安全分析是保证TBM及ITER安全运行的必要工作。本文使用RELAP5程序，计算了中国氦冷固态包层在稳态和各种严重事故下的热工水力瞬态行为。结果表明，中国氦冷固态包层稳态运行的各种参数都在设计给定范用内；各种事故状态中，由于Ex—Vessel LOCA事故会引起第一壁熔化．是回路系统最严重的失冷事故。In—Vessel LOCA和In—Box LOCA事故并不会对系统造成严重危害基于安全分析结果，TBM结构和中子学设计还可以做进一步改进。     

CFETR 水冷包层模块真空室内破口事故安全分析

使用 RELAP5 对 CFETR 水冷固态增殖包层的 3#包层模块建立模型,并开展了稳态工况和不同破口 面积下的真空室内破口事故分析。结果表明,事故发生后真空室压力迅速升高,小破口事故时,向大泄压罐泄压 可防止真空室超压;大破口事故时,真空室超压保护系统无法有效地控制压力上升,且增大泄压罐体积以缓解真 空室压力的效果不显著。在添加联箱出口止回阀后,可有效防止冷却剂逆向流动进入真空室,使真空室压力维持 在安全范围内,不需要启用真空室超压保护系统。      

FEB—E氚泄漏分析

由于氚本身非常昂贵而且氚的泄漏将造成环境污染,因此氚的控制对D－T加料的聚变堆来说是非常重要的问题。通常规定聚变堆环境周围总的氚泄漏率应＜3．7×10^11Bq·d^-1。在聚变实验增殖堆FEB－E设计中采用高压氦气冷却,液态锂作氚增殖剂,因而氚与增殖材料之间具有强的化学亲合力。在正常工作条件下,即温度低于680℃,由于氚的气相分压强很低,氚渗透泄漏几乎可以忽略不计,所以从包层泄漏极少。但是由于FEB－E氚燃耗率太低（2.08%),因而氚的通过量较大,氚泄漏主要发生在以下过程：从等离子体抽出气体的氚处理系统中（氢同位素低温分馏系统）漏失;氚从第一壁、偏滤器靶板渗透到氦气冷却剂,再由冷却剂工作流质的漏失导致氚的泄漏;氚植入和渗透到第一壁和偏滤器靶板材料及冷却剂管道内,再由这些部件的材料损坏、更换和报废过程中引起的氚漏失;从液态锂中提取氚的过程中氚增殖剂本身的直接损失引起的氚漏失;从等离子体加料系统（弹丸制作过程）的氚漏失。本文运用SWITRIM编码和Sieverts'定律,从氚在液态锂中的浓度以及溶解率常数随温度的变化关系中得到液态锂中氚的分压、再由氚压强的平方根（或一次幂）差定律计算氚向氦冷却剂中的泄漏,再假设一定的工作流失损失率,对FEB－E氚系统的氚泄漏进行分析,为环境安全评估提供必要的数据。在事故状态下的氚泄漏主要考虑当包层温度失控时氚从液态锂中析出向冷却剂渗透,再由于冷却剂工作流质的漏失导致氚的泄漏。     

真空丧失条件下液氦容器安全性试验

真空丧失对液氦容器的安全性是一大威胁,可能会造成十分严重的后果。通过试验,利用氦气及空气作为介质,对低温液氦容器在真空层发生泄漏情况下的漏热进行了研究。结果表明,多层绝热结构对于真空遭到破坏后的液氦容器能够起到一定的保护作用,而渗入到真空绝热层中气体的性质对于最终漏热情况也有影响,发现空气的“破坏力”明显小于氦气。     

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ITER聚变装置在运行过程中会产生大量的灰尘,当发生事故冷却水进入时,与热的灰尘发生反应产生氢气。氢气聚集后可能会燃烧甚至爆炸,对装置产生破坏。运用CFD的方法对“Wet Bypass”事故后反应产生的氢气风险进行了分析评价,得出在事故的初始阶段氢气达到了燃爆的风险,不同流量的冷却水泄漏进入真空室内会带来不同的氢气风险强度,在冷却水进入量十分大的情况下会惰化灰尘产生的氢气风险。并对注入二氧化碳惰化真空室气体空间的措施进行了分析,在事故发生的初期以较大速率充入二氧化碳能够降低氢气带来的风险。     

TBM子模块冷却剂流量分析及结构改进设计

采用计算流体软件FLUENT对国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的子模块冷却剂流量分配进行三维数值模拟。结果表明,原有子模块冷却管道内氦气流量分配具有严重的不均匀性,导致冷却剂传热效率降低。为此,在对冷却剂流量进行三维数值模拟的基础上对相应的结构做了合理的改进设计,保证了实验包层模块及ITER的安全运行。     

中国氦冷固态实验包层模块冷却系统换热器管道破裂事故初步分析

利用RELAP 对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER 元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的RELAP 节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦冷固态实验包层模块冷却系统和ITER CCWS-1 的影响。分析结果表明,事故发生后破口附近会形成类似水锤事件,进入CCWS-1 系统的氦气很可能会聚集在CCWS-1 系统的高点,需在系统高点设计合理的排气路径。另外,为了限制进入CCWS-1 系统的氦气量,建议在换热器水侧进出口处增加隔离阀门,隔离阀必须保证可靠性以及较短的响应时间。     

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利用RELAP对中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBS)冷却系统的换热器管道破裂事故进行了详细的分析,与ITER元件水冷却系统(CCSW-1)进行了比较,对两个系统进行了合理的简化,给出了相应的RELAP节点图,并分析了不同破口事故工况对中国氦冷固态实验包层模块冷却系统和ITER CCWS-1的影响。分析结果表明,事故发生后破口附近会形成类似水锤事件,进入CCWS-1系统的氦气很可能会聚集在CCWS-1系统的高点,需在系统高点设计合理的排气路径。另外,为了限制进入CCWS-1系统的氦气量,建议在换热器水侧进出口处增加隔离阀门,隔离阀必须保证可靠性以及较短的响应时间。     

压力管嵌入式燃料部件入口堵流事故多尺度热工模拟

压力管嵌入式燃料部件内冷却剂管道间不存在横向交混,若燃料辐照肿胀或碎片进入冷却管道内,容易引发堵流事故,造成局部冷却条件恶化,使燃料烧毁。考虑到次临界能源包层流动路径长、方向弯曲等特点,针对入口堵流事故提出一种多尺度热工模拟方法,通过RELAP5程序给计算流体力学(CFD)软件提供边界条件,对核功率密度最高的燃料部件入口处第一排单根流道部分堵塞和全部堵塞工况进行数值模拟,分析事故条件下燃料热工安全特性。结果表明:第一排单根流道部分堵塞时燃料温度仍满足安全限值,而全部堵塞时峰值温度将超过燃料相变温度限值。     

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃,均远低于1204 ℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃,低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。     

LOFT试验的最佳估算模拟及认证评价模型的热工安全裕量影响分析

本文针对LOFTL2-5整体试验,用先进热工水力程序RELAP5/MOD3对其进行最佳估算模拟,分析验证了程序预测事故过程的能力;同时按照美国核管会10CFR50.46附录K的认证评价模型要求修改RELAP5/MOD3相关模型并进行模拟计算,通过对比程序修改前后对于预测值保守性的影响,分析了保守计算的PGT安全裕量,其结果可为验证并开发认证级LOCA安全分析工具提供参考.     

HL-2M 装置真空烘烤控制系统概述

HL-2M 真空烘烤系统采用两台可编程逻辑控制器(PLC)构成一个自动控制系统,根据工艺要求编制 相应逻辑程序来控制各执行机构,实现对系统加热器电功率、换热器热负荷以及阀门开度的程序调节,达到±2℃ 温升梯度的烘烤目的。PLC 与阀岛建立工业以太网(Profinet)通信协议,通过地址映射的方式控制进出真空室和偏 滤器的开关阀,调整烘烤系统的负载投入。     

真空完全丧失下LNG罐式集装箱的储存规律研究

LNG罐式集装箱(简称罐箱)成本低廉,灵活机动,能实现铁路、公路、水路联运,是LNG的一种理想运输方式。真空丧失是LNG罐箱的主要失效模式之一,会影响其安全使用。本文对1AA型40英尺LNG罐箱开展了真空完全丧失的测试试验,得到了维持时间及罐内压力、充满率、液相温度随时间的变化数据。在试验基础上,采用饱和均质模型和俄罗斯模型从理论上研究了不同初始条件下LNG罐箱的储存规律,对比了两种理论模型在真空完全丧失工况下的适用性,研究结果表明:真空丧失条件下,俄罗斯模型对维持时间仍有较高的预测精度。本研究对LNG罐式集装箱的安全使用与应急处理有重要的实用价值。     

CFETR水冷包层第一壁模块中等离子体注入氚输运有限单元分析

采用多物理场计算程序COMSOL Multiphysics,构建了一维氚输运有限单元模型,并与文献中氢同位素在钨中的滞留实验数据进行模拟验证。基于经过校验的一维模型,并考虑Soret效应,对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷包层第一壁进行了二维氚分析计算。模拟结果表明,氚在单个典型包层第一壁中的总滞留量为0.12mg,进入冷却剂中的总渗透量为0.12mg•yr^-1。若不考虑Soret效应,氚在RAFM钢中的滞留量将增加8.80%,渗透到冷却剂的量增加65.97%。由此可见,Soret效应对于氚的渗透和滞留具有显著的意义。     

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。     

HCCB-DEMO氦冷固态包层热工水力计算及分析

根据这几年HCCB-DEMO包层技术的发展,对原氦冷固态氚增殖包层进行相应设计改进。利用三维有限元软件CFX对该改进设计进行了热工水力学计算及分析。分析模型包括：第一壁,增殖单元,筋板以及三者集成模型。结果表明：各子部件在单独分析的情况下,材料最高温度低于设计要求限值;冷却剂进出口温度为300/500°C,满足设计需求。同时对比分析了集成计算及单独计算的结果,得出第一壁与铍球床之间的相互热作用较大,铍球床材料最大温度会高于设计限值。针对经集成计算后发现的问题,未来将对氦冷固态包层的设计进行进一步的优化。