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铅基快堆SGTR事故下热工水力模拟及气腔扩散行为研究

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原子能科学技术 2022年第10期56卷 2015-2023页

作者：于启帆赵亚峰王成龙张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和... 详细信息

本文针对铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,利用计算流体力学(CFD)程序对LIFUS5/MOD2台架的汽水注射进液态金属铅铋环境进行研究。研究了3种热工水力现象:铅铋环境压力上升与压力波传递,铅池液位波动和气泡夹带与铅池液位上升和蒸汽扩散。研究结果表明:CFD模型在模拟SGTR事故的压力变化和压力波传递方面具有很小的计算误差;压力波峰值会随着水侧背压的升高而增大,且局部的蒸汽腔压力会低于附近的铅池压力,抑制蒸汽爆炸发生;同时事故引起的铅铋液位上升既会引起小尺寸气泡的输运夹带,也会对铅铋环境结构件造成冲击。

关键词：铅基快堆蒸汽发生器传热管破裂事故两相流模型计算流体力学

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铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

核动力工程 2020年第6期41卷 207-213页

作者：赵鹏程朱恩平余红星翟鹏迪邓声文夏榜样陈宝文中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主... 详细信息

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。

关键词：铅基快堆自然循环比例分析方法相似准则

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铅基快堆关键热工水力问题研究综述

原子能科学技术 2019年第2期53卷 326-336页

作者：魏诗颖王成龙田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方... 详细信息

铅基快堆是一种极具发展潜力的第4代核能系统,在燃料增殖和嬗变方面具有独特优势,具有良好的非能动安全特性和经济性,且有利于实现小型化,是目前国际核能领域研究的热点。本文总结了国内外主要铅基堆型,指出了小型化是铅基快堆的发展方向,同时也指出了当前铅基快堆发展所面临的主要问题。针对热工水力关键问题的5个方面,即液态铅/铅铋流动换热特性研究、堆芯/组件热工水力分析、铅池内流动换热现象研究、系统热工水力安全分析以及特殊现象的热工水力分析,对国内外研究现状展开了分析,总结了当前研究成果,并分析了研究的发展趋势以及遇到的技术瓶颈。本文可为铅基快堆的设计和热工水力分析提供一定的建议和指导。

关键词：铅基快堆热工水力研究综述

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

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核动力工程 2019年第4期40卷 60-64页

作者：刘佳艺马续波仇若萌许谦陈义学华北电力大学核科学与工程学院

提出了一套新的方法流程,用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库,再根据具体问题中的材料信息,经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面,经自编写的处... 详细信息

提出了一套新的方法流程,用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库,再根据具体问题中的材料信息,经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面,经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并,最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件,其中一般核素以微观截面的形式表示,裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算,采用REBUS-3进行燃耗计算,对比了结果中的有效增殖系数keff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱,最终结果与参考报告较为符合,初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。

关键词：铅基快堆燃耗计算验证分析燃耗库

基于OpenFOAM的铅基快堆流体通道内两相流研究

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1582-1588页

作者：杨晟张有鹏复旦大学现代物理研究所上海200433

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性,模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响,本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM,应用基于VOF方法的数值模拟,构建了铅基快堆中常见的三角形通... 详细信息

为研究铅基快堆中铅/铅铋的特殊热物性导致的在两相流情况下的热工水力特性,模拟流体通道中空泡存在对堆芯的输热能力以及安全性的影响,本文采用开源的CFD计算软件OpenFOAM,应用基于VOF方法的数值模拟,构建了铅基快堆中常见的三角形通道模型,通过与子通道程序的验证和单相条件下实验的校核,检验了所用代码的准确性,并对堆内冷却剂通道的两相流进行了模拟。模拟结果表明:随着两相流流速的增大,冷却剂出口温度降低。气液两相流在内通道流动过程中,气相基本在通道内部流动。随着轴向高度的升高,气泡会在内通道的中心区域聚合;燃料组件的角通道是气泡含量多的区域,会造成局部传热恶化,导致组件烧毁。

关键词：铅基快堆两相流 OpenFOAM VOF模型

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

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核技术 2022年第3期45卷 73-80页

作者：余清远肖豪刘紫静赵鹏程于涛南华大学核科学技术学院衡阳421001

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明:得益于^(208)Pb在高能区小... 详细信息

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明:得益于^(208)Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面,加之Bi较小的中子俘获截面,采用^(208)Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小,增殖性能最佳,且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额,可装载较低富集度或较少量燃料,有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性;^(208)Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间,有利于反应堆安全运行与维护。高^(208)Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取,极大降低了^(208)Pb的分离提取难度。

关键词：铅基快堆冷却剂物理特性自然循环

基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 277-281页

作者：陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

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... 详细信息

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。

关键词：铅基快堆堵流事故计算流体力学(CFD)

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小型铅基快堆反射层优化设计研究

核动力工程 2020年第S2期41卷 16-20页

作者：吉文浩彭星杰蔡云周冰燕王连杰张斌中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

以SEALER铅基快堆为研究对象,从反射层材料对堆芯中子学物理特性影响的角度出发,评估了各种不同反射层材料对堆芯寿期、堆芯能谱、堆芯功率分布的影响。结果表明,在不考虑增加反射层组件圈数、不改变反射层组件结构的情况下,采用BeO作... 详细信息

以SEALER铅基快堆为研究对象,从反射层材料对堆芯中子学物理特性影响的角度出发,评估了各种不同反射层材料对堆芯寿期、堆芯能谱、堆芯功率分布的影响。结果表明,在不考虑增加反射层组件圈数、不改变反射层组件结构的情况下,采用BeO作为反射材料,反射层区域的能谱最软,外圈燃料组件功率提升程度最大,堆芯寿期较原设计得到有效延长,堆芯径向功率分布更为平坦,中子经济性更好;针对反射层厚度对堆芯寿期的影响,开展了敏感性分析,发现Y3Al5O12反射层对厚度敏感性最高,增加Y3Al5O12组件的圈数可以使堆芯寿期大大延长;对于反射层组件的结构,在保证反射体总体积不变的前提下,不同组件结构对堆芯寿期和径向功率分布的影响较小。综合考虑各因素,推荐采用BeO作反射材料、独立式反射棒的方案作为优化设计方案。

关键词：铅基快堆 SEALER 反射层堆芯寿期功率分布

不同核评价数据库中Pb和Bi的截面对铅基快堆k_(eff)的影响

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原子能科学技术 2017年第12期51卷 2242-2247页

作者：许谦马续波仇若萌刘佳艺陈义学华北电力大学核科学与工程学院北京102206

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、B... 详细信息

铅基快堆是GIF官方发布的第四代核能系统堆型之一,不同的核评价数据库中铅截面的较大差别会影响铅基快堆物理设计计算的准确性。本文利用国际上最新发布的核评价数据库JENDL-4.0、JEFF-3.2、ENDF/B-Ⅶ.0和BROND-3.1,制作了关键核素Pb、Bi的连续点截面,利用国际基准题评价手册中的PMF035和国际原子能机构发布的铅基快堆RBEC-M基准题以及cosRMC程序,对Pb和Bi的截面对系统有效增殖因数的影响进行了详细研究。对于PMF035带Pb反射层的临界基准题,上述所有核数据库的新版本较旧版本的计算偏差均有所减小,其中BROND的改善最为明显。对于RBEC-M基准题,使用ENDF/B-Ⅶ.0核数据库的计算结果与基准报告中结果符合较好;使用上述其他新版本数据库中截面数据替换计算结果表明,采用不同库中的Pb、Bi截面数据会使计算结果出现不同的偏差,其中,JENDL-4.0中Pb截面对计算结果的影响较Bi截面的影响大。

关键词：铅基快堆 Pb Bi 连续点截面 ACE数据库蒙特卡罗方法