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铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 1950-1958页

作者：刘佳泰彭天骥苏兴康顾龙中国科学院近代物理研究所甘肃兰州730000 中国科学院大学北京100049 先进能源科学与技术广东省实验室广东惠州516003 兰州大学甘肃兰州730000

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在... 详细信息

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明:包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。

关键词：中国加速器驱动嬗变研究装置铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道分析

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铅铋冷却快堆单盒组件堵流事故分析研究

铅铋冷却快堆单盒组件堵流事故分析研究

作者：龚昊中国科学技术大学

学位级别：硕士

第四代核能系统是为了提高核电经济性、安全性、防扩散性而提出的新一代核能系统。铅(铋)冷快堆作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,具有良好的发展前景,铅冷快堆已经逐渐成为了未来先进反应堆的一个重要发展方向。铅铋合金具有良好... 详细信息

第四代核能系统是为了提高核电经济性、安全性、防扩散性而提出的新一代核能系统。铅(铋)冷快堆作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,具有良好的发展前景,铅冷快堆已经逐渐成为了未来先进反应堆的一个重要发展方向。铅铋合金具有良好的中子学性能、热工水力学性能和固有安全特性,但是由于铅铋堆内铅铋的运行温度较高,铅铋冷却剂对反应堆材料包壳与结构材料具有腐蚀性,这一点是制约铅铋冷却快堆发展的主要因素之一。铅铋的腐蚀产物在燃料组件内积聚后容易在局部形成冷却剂流道面积的减小,产生堵流事故,这是铅铋合金冷却反应堆在设计和建造中必须考虑的重要安全问题,对堵流事故的分析是铅铋合金冷却反应堆安全分析中非常重要的一项内容。本文选取由FDS团队设计的热功率为10MW的铅铋冷却快中子堆为研究对象,利用商用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)软件ANSYSCFX,对铅铋冷却快堆单盒组件的堵流事故进行了模拟和分析,具体开展的研究工作如下：首先,基于CFX,针对本文研究的10MW热功率铅铋冷却快堆单盒燃料组件建立了计算模型和堵流模型;其次,在考虑网格独立性、湍流模型等影响因素的基础上,对单盒组件的正常运行工况进行了模拟与分析,一定程度上证明了所建立模型的正确性;第三,对单盒组件的边角堵流和中心堵流进行了数值模拟计算。计算结果表明,棒束入口段和棒束中心段的堵流工况引起的燃料组件出口处的冷却剂温升和燃料包壳最高温度随堵流面积的增大而增加,堵流面积越大,温升增加的越明显。相同面积的堵流工况下,边角堵流比中心堵流的情况更严重。堵流事故发生后,堵块后方会发生回流现象,回流区的大小随堵流面积的增加而增加。在不同轴向位置的堵流工况中,轴向位置x=0.5m处的堵流工况引起的包壳温度最高,在该位置的80%边角堵流工况下,局部包壳温度将超过包壳材料的熔点,组件内的部分燃料棒包壳会发生融化,燃料有裸露融化的可能性。

关键词：铅铋冷却快堆堵流事故安全分析计算流体力学

10MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱瞬态分析

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10MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱瞬态分析

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：辜峙钘王刚汪振李亚洲赵柱民中国科学院核能安全技术研究所中国科学院中子输运与辐射安全重点实验室中国科学技术大学

无保护失流事故与无保护失热阱事故是快堆安全分析中具有代表性的两个事故,而考查反应堆在这两个事故合并条件下的响应对于研究反应堆的安全特性有重要意义。本文利用中子学与热工水力学耦合的安全分析程序NTC(Neutronics and Thermal-h... 详细信息

无保护失流事故与无保护失热阱事故是快堆安全分析中具有代表性的两个事故,而考查反应堆在这两个事故合并条件下的响应对于研究反应堆的安全特性有重要意义。本文利用中子学与热工水力学耦合的安全分析程序NTC(Neutronics and Thermal-hydraulics Coupled simulation program),对10 MWth铅铋冷却快堆无保护失流合并失热阱事故进行模拟和分析。分析结果表明,由于反应性温度负反馈,事故后2000 s时反应堆已几乎实现自动停堆,冷却剂、包壳和燃料最高温度均未超出安全限值,反应堆具有较好的固有安全特性。

关键词： NTC 铅铋冷却快堆失流合并失热阱固有安全特性

来源： cnki会议评论

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小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

核动力工程 2022年第6期43卷 155-161页

作者：孙奥迪孙培伟魏新宇西安交通大学陕西省先进核能与技术重点实验室陕西省先进核能工程研究中心西安710049

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值... 详细信息

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明,比例-积分-微分(PID)控制器很难达到较好的控制效果,因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰(ADRC)控制器和H∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力,能够独立地完成较好的控制效果,但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明,由于仿真计算对实际对象进行了简化,在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。

关键词：铅铋冷却快堆堆芯功率控制比例-积分-微分(PID) 自抗扰(ADRC)控制器 H∞鲁棒控制器

LBE下降流场中传热管微裂纹处蒸汽泡动力学数值模拟研究

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核技术 2022年第12期45卷 93-105页

作者：董伟健丛腾龙朱俊志肖瑶邹旭毛顾汉洋上海交通大学机械与动力工程学院上海200030 中广核研究院有限公司深圳518000

铅铋冷却快堆(Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor)蒸汽发生器传热管发生破口(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故时,高压水蒸汽进入一次侧高温液态金属。根据破口位置和尺寸不同,破口泄漏行为可能涉及破前泄漏(Leak-Before-Break,L... 详细信息

铅铋冷却快堆(Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor)蒸汽发生器传热管发生破口(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故时,高压水蒸汽进入一次侧高温液态金属。根据破口位置和尺寸不同,破口泄漏行为可能涉及破前泄漏(Leak-Before-Break,LBB)、单相临界流或两相临界流,不同形态的水在高温液态金属作用下发生不同形式的热质传输行为,对铅铋冷却快堆的安全运行具有重要影响。针对SGTR不同阶段,开展了系列研究,重点关注管内干涸阶段SGTR,传热管微裂纹低流量单相蒸汽渗入螺旋管束间液态铅铋合金(Lead-Bismuth Alloy,LBE)下降流场中汽泡动力学行为。基于VOF(Volume of Fluid)模型建立蒸汽-LBE两相流动及相界面捕捉数值模拟模型,研究高温LBE向下运动的流场中的单根传热管和3×3管束表面蒸汽泡生长与脱离行为。研究结果表明:汽泡在下降流场中的动力学行为与静止或向上流动的液体中的行为存在较大区别,蒸汽泡受LBE下降流场和浮力的作用脱离裂纹处后可能会沿着传热管表面滑动,在部分工况下蒸汽泡可能形成覆盖传热管表面的蒸汽膜或在管束区域内大量堆积,给LBE流动稳定性和蒸汽发生器换热带来不利影响。

关键词：铅铋冷却快堆 SGTR 下降流场 LBB 汽泡动力学

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轴流铅铋泵流场分析及优化

核动力工程 2022年第3期43卷 158-164页

作者：张双雷李良星宋立明西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 西安交通大学能源与动力工程学院西安710049

铅铋泵作为铅铋冷却快堆一回路的关键输送设备,其安全运行对铅铋冷却快堆的安全至关重要。液态铅铋合金在泵内流动特性对泵的长期安全运行有重要影响,为了研究轴流铅铋泵泵内流场,通过Workbench/BladeGen软件建立了主泵叶轮模型,在ANSYS... 详细信息

铅铋泵作为铅铋冷却快堆一回路的关键输送设备,其安全运行对铅铋冷却快堆的安全至关重要。液态铅铋合金在泵内流动特性对泵的长期安全运行有重要影响,为了研究轴流铅铋泵泵内流场,通过Workbench/BladeGen软件建立了主泵叶轮模型,在ANSYS CFX软件中数值模拟泵内流场,并根据数值模拟结果改进了导叶片厚度,优化了动叶片翼型出口角,从而改善泵内流场。研究结果表明,铅铋泵叶片型线出口附近角度变化过快会导致叶片压力分布不均匀,产生局部高压的现象,进而可能造成更严重的冲蚀。优化导叶片厚度以及动叶片出口液流角后,泵内流场整体迹线较为平稳,导叶片出口处铅铋合金流速可以维持在1.8 m/s左右。

关键词：铅铋冷却快堆铅铋泵流场优化数值模拟

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铅铋冷却燃料棒束堵流事故CFD模拟与分析

核安全 2022年第6期21卷 97-105页

作者：樊亦江余大利刘书勇郁杰中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所合肥230031 中国科学技术大学合肥230027 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室清华大学北京100084

【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Flue... 详细信息

【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Fluent,对含绕丝19棒束燃料组件建模,模拟分析了正常工况和多组堵流工况下的铅铋工质流动传热特性,并和Pacio实验进行了对比。【结果】获得了不同工况下包壳表面最高温度分布、堵块周围速度分布和瞬时涡场结构,分析了堵块参数对流场分布和传热的影响规律。【意义】结果可为分析LFR堵流事故的发展和影响提供参考。

关键词：铅铋冷却快堆堵流事故计算流体力学

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铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析

新型工业化 2013年第6期2卷 14-24页

作者：曾文杰赵福宇西安交通大学核科学与技术学院西安710049

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应... 详细信息

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。

关键词：核能科学与工程铅铋冷却快堆一维单通道稳态