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气冷堆进水事故分析

核动力工程 2024年第2期45卷 241-247页

作者：马誉高曹忠彬王金雨邓坚鲍辉丁书华程坤胡文桢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

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

关键词：气冷堆进水事故正反应性引入

主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 230-236页

作者：崔怀明谭鑫王岩匡成骁苏舒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

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

关键词：卡转子事故反应堆冷却剂系统瞬态压力水力载荷数值模拟

高流速铅铋环境下板型燃料组件流致振动特性研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 246-251页

作者：孙瑜刘建王浩煜钱升齐欢欢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

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力... 详细信息

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力。建立燃料板CFD模型,基于瞬态流体激励数据开展基于时域的结构动力学计算并获得燃料板的位移响应。计算结果显示,由于吊装结构形成的漩涡脱落,中间位置燃料板所受流体激励力远大于两侧位置燃料板。燃料板位移响应集中于自身的一阶频率,并且单组燃料板的一阶频率远大于湍流激励主频,因此燃料板没有在流体激励下共振的风险。考虑到入口湍流强度影响,基于矩形流道功率密度谱的流致振动分析方法保守性能不足。本研究可为新一代高性能燃料组件研发提供参考。

关键词：大涡模拟流致振动液态铅铋合金

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管束结构的阻尼控制型流弹失稳特性研究

振动与冲击 2024年第1期43卷 83-90,106页

作者：冯志鹏臧峰刚刘帅黄旋齐欢欢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

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(... 详细信息

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(computational fluid dynamics)工具OpenFOAM,同时耦合管的动力学方程,求解具有移动边界的非定常Navier-Stokes(uRANS)方程,建立了研究阻尼控制型不稳定机制的数值模型,进而预测管束的流固耦合振动,揭示影响阻尼控制型不稳定机制的关键参数和流动响应;重点讨论了不同质量阻尼参数下,系统的响应特性、能量输入与耗散,升力与位移间的相干性、相位差、相关系数,升力的频谱特性,主导激励机理。进一步揭示了管束流弹系统中占主导地位的激励机理和关键流动现象,有助于理解管束与流体之间的相互作用机理,同时为工程中使用开源CFD工具OpenFOAM预测流弹失稳行为提供了参考。

关键词：流致振动流体弹性不稳定性(FEI) 管束阻尼控制机制 OpenFOAM

基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 84-89页

作者：邬周志张坤王严培余红星张林何梁唐昌兵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

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工况下N36锆合金的高温氧化行为进行预测。结果表明,预测得到的N36锆合金的氧化增重与验证试验结果较为符合,且预测的N36锆合金在LOCA工况下的高温氧化行为较为合理。因此,本研究建立的模型和燃料元件性能分析程序能够用于新型N36锆合金高温氧化行为的预测。

关键词： N36锆合金高温氧化 MOOSE FORWARD程序

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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究

核动力工程 2024年第1期45卷 237-245页

作者：刘玖松刘承敏易经纬李毅李思广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

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 详细信息

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。

关键词：热管堆开式布雷顿循环 Modelica 运行特性

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基于正电子衰变核素的符合探测效率研究

核动力工程 2024年第1期45卷 246-252页

作者：卓祥林青先国杨振雷包超蒋天植李进卢佳玮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

为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器... 详细信息

为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器属性对符合探测效率的影响。研究结果表明:通过在滤纸源两侧添加β+吸收层可明显提升符合探测效率,采用0.5 mm厚度的铝或0.2 mm厚度的铁作为β+吸收层时符合探测效率最佳;由于不同类型探测器的能量分辨率存在差异,因此不同类型探测器达到最佳符合探测效率时的能量窗系数不同,NaI(Tl)最佳能量窗系数为14%,BGO最佳能量窗系数为26%,LaBr3(Ce)最佳能量窗系数为7%。本研究成果可为以18F核素为放射性示踪剂的一回路压力边界泄漏监测系统探测装置结构设计及符合判断逻辑设计提供参考。

关键词：一回路压力边界泄漏监测符合探测效率闪烁体探测器正电子源 Geant4

华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

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核动力工程 2024年第2期45卷 248-253页

作者：陈曦吴清邓坚刘余任春明王啸宇彭欢欢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

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 详细信息

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

关键词：华龙一号偏离泡核沸腾比(DNBR) 在线监测

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温差同位素电源数字仿真与模拟试验研究

核动力工程 2024年第4期45卷 262-266页

作者：黄学良李满仓陈长张新虎周代杰陈志禹谢运利郭锐王雨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

温差同位素电源是一种将放射性同位素衰变产生的热能转换为电能的装置,涉及热-电物理场强耦合,如何准确仿真分析是一大难点。本文基于一款90Sr温差同位素电源样机,首先建立了样机整机热-电物理场直接耦合的数字仿真模型,结合试验数据对... 详细信息

温差同位素电源是一种将放射性同位素衰变产生的热能转换为电能的装置,涉及热-电物理场强耦合,如何准确仿真分析是一大难点。本文基于一款90Sr温差同位素电源样机,首先建立了样机整机热-电物理场直接耦合的数字仿真模型,结合试验数据对模型参数进行优化,然后通过模拟试验验证了电源样机稳态和动态运行下模型仿真的准确性。最后利用模型开展了电源样机整机热-电物理场分析,以及外接不同负载时的输出功率研究。结果表明,在给定工况下,样机系统漏热占比26%,电路电能损耗占比10%;在最佳匹配负载下,整机最大输出功率可达96mW,热电转换效率2%。

关键词：温差同位素电源耦合仿真模拟试验热-电物理场分析输出功率