中国实验快堆额定工况下冷热钠池数值分析
试验回路上的大钠水反应事故计算与分析
2021年第20卷第3期2021203Industrial &Science Tribune 试验回路上的大钠水反应事故计算与分析□朱桓君牛志新【内容摘要】大钠水反应是钠冷快堆的设计基准事故，是蒸汽发生器设计、制造和运行中必须要解决的一个安全问题。
蒸汽发生器水泄漏根据泄漏速率可以分为微泄漏、小泄漏、中泄漏和大泄漏［1］。
大泄漏一般指泄漏速率为2kg /s 以上的泄漏。
钠水反应会释放大量热量，反应产物则是氢气和氢氧化钠等。
反应产物氢气会形成氢气泡，并且因为吸热而体积膨胀从而产生压力波。
蒸汽发生器及二回路的设计必须保证压力波峰值小于设计限值，从而保证管道及设备不会破裂以至于二回路钠发生二次泄漏。
本文计算了某试验回路进行大泄漏试验时压力波的传播情况并同实验结果对比，并分析了差异原因。
【关键词】钠水反应；压力波；蒸汽发生器；试验回路【作者单位】朱桓君，牛志新；中国原子能科学研究院一、背景介绍快堆主要采用液态钠作为冷却剂，一般分为三个回路。
主要通过中间热交换器、蒸汽发生器将堆芯产生的热量通过一、二最终传给三回路的水。
蒸汽发生器在快堆热传输系统中有重要的作用，它既传递热量产生用于发电的水蒸气，又能阻止钠和水的接触从而避免发生钠水反应。
1983年在海牙召开的快堆蒸汽发生器会议根据泄漏速率、对蒸汽发生器材料、整个回路的影响把蒸汽发生器泄漏分为4级，分别是微泄漏、小泄漏、中泄漏和大泄漏［1］。
实践中一般将大于2kg /s 的蒸汽发生器水泄漏事故定义为大泄漏。
钠水反应会释放大量热量，反应产物则是氢气和氢氧化钠等。
反应产物氢气会形成氢气泡，并且因为吸热而体积膨胀从而产生压力波。
蒸汽发生器及二回路的设计必须保证压力波峰值小于设计限值，从而保证管道及设备不会破裂以至于二回路钠发生二次泄漏。
在大泄漏工况下考虑的主要现象是压力突升。
在泄漏之后的数毫秒之后，出现第一个峰值压力称为“初始压力波动”，在绝大多数情况下该峰值低于水侧压力。
钠冷快堆堆外核测量系统热工数值模拟
钠冷快堆堆外核测量系统热工数值模拟孙贤祖 刘兴民 刘林顶(中国原子能科学研究院 北京 102413)摘要：为验证现有堆外核测量系统通风系统合理性，寻找优化方向，该文利用三维数值模拟方法，对示范快堆堆外核测量系统进行了分析，以研究不同送风参数和不同送风位置下堆外核测量系统内的流场、温度场分布情况。
数值模拟结果表明：正常运行工况下送风参数基本满足设计要求，送风位置对冷却效果影响不大，送风温度对核测量系统温度分布的影响大于送风量的影响。
计算结果为堆外核测量系统送风系统设计计算提供了依据，为后续一体化快堆相关系统设计提供参考。
关键词：CFR600 堆外核测量系统 通风系统 数值模拟中图分类号：TL433文献标识码：A文章编号：1672-3791(2023)17-0056-05 Thermal Numerical Simulation of the Ex-core NuclearMeasurement System of Sodium-cooled Fast ReactorsSUN Xianzu LIU Xingmin LIU Linding(China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413 China)Abstract: In order to verify the rationality of the existing ventilation system of the ex-core nuclear measurement system and find the optimization direction, this paper analyzes the ex-core nuclear measurement system of demon‐stration fast reactors by using the 3D numerical simulation method, so as to study the distribution of the flow field and temperature field in the ex-core nuclear measurement system under different air supply parameters and posi‐tions. The numerical simulation results show that air supply parameters basically meet design requirements under normal operating conditions, the air supply position has little effect on the cooling effect, and that the influence of the air supply temperature on the temperature distribution of the nuclear measurement system is greater than that of the air supply volume. The calculation results provide a basis for the design and calculation of the air supply system of the ex-core nuclear measurement system, and provide a reference for the follow-up design of the system related to integrated fast reactors.Key Words: CFR600; Ex-core nuclear instrumentation system; Ventilation system; Numerical simulation堆外核测量系统，又被称为堆外中子注量率监测系统，其功能是为了准确地探测核功率和功率变化，是确保核安全的重要系统。
中国实验快堆工程
中国实验快堆工程——核燃料越烧越多，核废料越烧越少工程总投资：13.88亿元工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。
长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。
核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。
美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。
亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。
但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。
其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。
预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。
而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。
而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。
一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。
因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆工程中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。
工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。
基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究
ZHANG Xisi，LI Zhengxin，HU Wenjun
（China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China）
Abstract: Passive shutdown system can extremely increase the safety of sodium fast reactor. It would be necessary to start the development on passive shutdown system. Self-actuated shutdown system （SASS） using Curie point magnetic alloy is a staple system of international research and development, the article discussed the setting value of Curie point temperature for SASS using Curie point magnetic alloy. In the article it had a calculation and analysis of sodium outlet temperature close to safety rods by three dimensional computational fluid dynamic code with large eddy simulation, and obtained amplitude and frequency of
在日本福岛核事故发生之后，世界上对于 核安全提出了更严苛的要求。不需要外力支持、 通过自然现象触发的非能动安全系统就在这种 大环境之下脱颖而出。根据这类效应设计的钠 冷快堆非能动停堆系统，能够把快堆的堆芯熔 化概率降低 1 到 2 个量级。
中国实验快堆反应堆大厅钠火一级PSA研究
中国实验快堆反应堆大厅钠火一级PSA研究钠火是钠冷快堆(LMFBR)的重要风险之一。
国外相关研究表明：由于快堆的内部瞬态事件导致的堆芯熔化频率(CDF)很低，使得在其它类型反应堆看来是小概率的外部事件，如钠火，可能成为对LMFBR总的CDF贡献的主要因素之一。
钠火作为一种外部事件可能导致许多设备的共因故障，甚至对钠工艺间内的安全级设备造成损害，从而导致更严重的事故后果。
中国实验快堆(CEFR)是我国第一座钠冷池式快中子增殖堆。
501大厅为CEFR的中央大厅，其间二回路管道为双层管，泄漏概率很低。
在以往的设计研究中，不考虑此处泄漏导致的钠火。
本文从概率论的角度对其进行了一级PSA分析。
本文在建立了快堆钠火PSA 分析方法的基础上，以“501大厅二回路主管道钠火”作为初因事件，分析钠泄漏后相关系统的相应特性，建立事件树一故障树模型，确立了6个引起堆芯熔化事故序列；然后建立钠火模型，利用钠火分析程序计算火灾的后果；分析钠火对大厅内设备和电缆的影响，从而得到修正后的系统故障树；对钠泄漏探测系统等进行可靠性分析。
最后计算得到各个事故序列的CDF。
分析结果如下：●501大厅二回路钠泄漏概率均值为5.60E-3／ry。
●事故序列“主热传输系统单环路排热失效合并事故余热排出系统失效”风险最大，占CDF的99％。
●影响CDF最大的因素是设备接管焊缝的失效，其次是事故余热排出系统的空冷器设备。
●钠火CDF均值为1.19E-9／ry。
比内部事件模型“二回路单环路失流”风险值增大了23.3％，但是对总的CDF的贡献只增加了0.30％。
钠冷快堆蒸汽发生器小钠水反应现象数值模拟
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钠冷快堆蒸汽发生器 小钠水反应现象数值模拟
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中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部北京!*)"=*>
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原 子 能 科 学 技 术 ! ! 第!"卷
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中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价
中国实验快堆一回路冷阱工艺间钠火概率安全评价宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【摘要】本文运用事件树方法对中国实验快堆一回路冷阱工艺间发生钠火后的事故场景进行演绎分析，运用故障树方法对钠火相关系统进行可靠性建模。
在此基础上计算得到各钠火事故序列的条件发生概率。
结果表明：在获得的25个典型钠火事故序列中，19个序列的条件发生概率较低；在发生概率相对较高的6个序列中，4个序列的后果轻微，其余两个序列代表的钠火场景存在一定不确定性，需要在今后的钠火危险性评价中进一步具体研究。
%The sodium fire scenarios after the fire was ignited in primary cold trap room of China Experimental Fast Reactor were deduced using event tree method .The systems related tothe accident were modeled using fault tree method .Thereby ,the conditional occurrence probabilities of all sodium fire sequences were calculated .The results show that 25 typical sodium fire accident sequences are obtained in total ,and 19 sequences have lower probabilities of occurrence .Among the 6 sequences with relatively higher probabilities ,4 sequences cause minor consequences , and the remaining 2 sequences require a detailed hazard evaluation in the next work because of the uncertainty .【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2015(000)010【总页数】7页(P1804-1810)【关键词】中国实验快堆;一回路冷阱工艺间;钠火;概率安全评价【作者】宋维;胡文军;钱鸿涛;付陟玮;左嘉旭【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;中国原子能科学研究院，北京 102413;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082【正文语种】中文【中图分类】TL364.5钠火事故是钠冷快堆的特有事故类型之一，钠火事故评价是快堆安全分析的重要内容。
中国实验快堆堆容器温度场数值模拟及热应力分析
中国实验快堆堆容器温度场数值模拟及热应力分析与传统能源相比，核能具有高效、清洁的特点，可以弥补正在迅速减少的化学能源。
核能在各个国家的电力发展中起着越来越重要的作用，作为第四代反应堆的快堆具有可增殖、热效率高、安全等优点，未来可以广泛应用。
堆内有很多涉及到反应堆安全的重要部件，为了对这些大型零部件和堆容器结构的安全性分析提供温度载荷，必须对整个冷热钠池的热工水力有清楚的了解。
本文根据快堆的国内外研究现状，结合中国实验快堆的自身特点，应用CFD软件对中国实验快堆堆容器的内部流场和堆容器壁面进行了数值模拟，通过数值模拟研究了冷热钠池的温度场和多孔介质区域，对堆容器壁面的温度场和热应力场进行分析，对简化模型进行流固耦合计算，主要目的是更系统深入的研究中国实验快堆（CEFR）堆容器内部流动的特点及规律，并进一步推动流固耦合研究结果在工程实践中得到应用。
具体内容如下：（1）应用Fluent软件对中国实验快堆堆容器内部流场进行模拟，并利用多孔介质模型得出额定工况下冷热钠池的整体温度分布，并根据得出的温度值与已有值进行比较分析，验证整体模拟的可行性，为今后的全厂断电工况下整体模型的温度场分析提供依据。
（2）根据已有的堆容器温度场分布，应用ANSYS软件对CEFR反应堆容器冷却系统中的主容器、氩气层、保护容器和保温层进行热应力分析，得出额定工况和全厂断电事故工况下的热应力分布，为堆容器的结构优化设计提供依据。
（3）利用Workbench对堆容器简化模型的流固耦合问题进行模拟研究，完成了简化模型载荷的施加、温度场和热应力的计算分析，并对厂房内空气的自然循环流动过程进行了研究。
改变了以往将流体和固体分开计算的方式，这样就大幅度地提高了数值模拟的准确性和可靠性。
根据计算分析可得出以下结论：CEFR热钠池温度变化比较剧烈，冷钠池温度基本保持不变；堆容器热应力最大值出现在最内侧主容器壁面的-4.5m处。
因此在实际工程应用过程中，要加强该区域的应力监测。
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第38卷第2期原子能科学技术Vol.38,No.2 2004年3月Atomic Energy Science and TechnologyMar.2004中国实验快堆额定工况下冷热钠池数值分析许义军,陆道纲,杨红义,杨福昌(中国原子能科学研究院快堆工程部,北京 102413)摘要:应用计算软件STAR 2CD 对中国实验快堆(CEFR )正常运行工况中的额定工况进行了三维数值分析,使用多孔介质模型对屏蔽柱的影响进行了模拟,给出了冷热钠池的三维温度场和流场,与已有热工设计进行了比较,并着重分析了浮升力在数值模拟计算中的影响,为事故工况下的设备动态分析及相应的设备力学分析提供了数据。
研究结果为CEFR 的优化设计及事故分析提供了参考数据和技术支持。
关键词:三维数值模拟;冷热钠池;工况分析中图分类号:TL331 文献标识码:A 文章编号:100026931(2004)022*******Numerical Analysis of China Experimental F ast R eactorCold and H ot Plenums U nder Normal ConditionXU Y i 2jun ,L U Dao 2gang ,YAN G Hong 2yi ,YAN G Fu 2chang(China Institute of A tomic Energy ,P.O.Box 275295,Beijing 102413,China )Abstract :The CFD software STAR 2CD is used to simulate the normal operating conditions of cold and hot plenums in China Experimental Fast Reator (CEFR ).Complex 32dimension model is established by using porous medium method.The temperature and velocity distribu 2tions of cold and hot plenums are given.These results are compared with the data of the thermal designs of CEFR which have been completed.Meanwhile ,the influence of the buoy 2ancy forces is analyzed.The results of the calculation are valuable for the CEFR design and accident analysis.K ey w ords :32dimension numerical analysis ;cold and hot plenums ;regime analysis收稿日期:2003205219;修回日期:2003209222作者简介:许义军(1973—),男,河北井陉人,工程师,硕士,核能科学与工程专业 中国实验快堆(CEFR )的额定工况是指反应堆处于100%功率下的运行状态,是CEFR 正常运行工况中一个重要工况。
额定工况下反应堆运行状态研究是对反应堆事故工况研究的基础,同时又对反应堆安全分析、堆容器及其堆内构件的力学应力分析与评价具有重要意义。
本文利用计算流体力学(CFD )软件STAR 2CD对CEFR 的堆本体进行三维建模分析。
1 计算程序STAR 2CDSTAR 2CD 是专门用于分析涉及流动和质量传递以及热交换问题的商业化CFD 应用程序系统,该软件具有很强的网格构造能力、强大而丰富的数学物理模型求解器、异常轻巧和集中的程序结构,使它在许多工程问题中得到广泛应用。
STAR(simulation of turbulent flow in arbitrary regions)有很多湍流模型可以选用,如零方程模型、k2ε系列模型、K2L模型及L ES模型,以适应不同的工程需要。
目前版本主要采用SIMPL E算法,非结构化网格。
2 冷热钠池建模分析CEFR冷热钠池均位于主容器内,主要根据其空间内介质钠的温度不同而命名。
冷热钠池是介质钠在加热前和经过堆芯加热后的主要载体,与中间热交换器、一回路泵、堆芯一起构成CEFR一回路主热传输系统。
211 计算建模冷热钠池是一非常复杂的热力学系统,结构上完全模拟相当困难,对许多重要的堆内设备,如中间热交换器、事故热交换器及其主泵等的模拟,必须结合工程实际和软件功能进行简化分析。
另外,堆内还有数量众多的屏蔽柱和很薄的堆内支承隔板,由于其结构与堆的整体尺寸相差很大,这也将带来网格构造上的困难,需在建模中给予特别考虑。
212 模型及其简化在尽可能考虑反应堆真实模拟前提下,对模型做了如下简化:1)由于所研究区域的对称性,计算中选取180°作为计算区域;2)热钠池内的3层水平热屏蔽内的钠流动极为缓慢,隔板又非常薄,仔细刻画板的形状需耗费相当多的网格,所以,采用加权方法等效模拟成固体;3)热钠池中的约150根屏蔽柱中,正对一回路钠循环泵的柱子排列紧密,可认为钠在其中无流动,这些柱子按固体等效处理,剩余柱子采用多孔介质模型进行模拟;4)对一次钠净化系统,只考虑其传热影响。
213 多孔介质模型及其适用性验证因热钠池中的屏蔽柱尺寸小、数量多,实际模拟需大量时间和网格,计算的经济性差,所以,有必要使用多孔介质模型进行合理简化。
该模型考虑大量的固体构件对流动和传热产生的影响,假设固体构件均匀分布于控制体内,用分布阻力和分布热源分别表征固体构件对动量交换和能量交换的影响。
其压降和速度的关系为:-K i u i=9p9ξi。
其中,K i为多孔介质的穿透率,K i=αi|u|+βi,αi、βi(i=1,2,3)分别为3个相互正交方向的系数,每个方向的α和β值可相同,也可不同;u为多孔区域的表面速度; 9p/9ξi为压降。
模型计算就是求得各个方向上的穿透率值。
为得到在实际钠池模拟中屏蔽柱各方向的穿透率值,构造1个模拟屏蔽柱真实流动的小模型和相应的多孔介质小模型(图1)。
通过赋予真实流动的小模型以不同速度值,得到相应的穿透率,再通过线性关系式得到系数α、β值;然后,将α、β值带入到相应的多孔介质小模型,通过设置相同的整体几何结构、物性、边界条件、压降取点位置进行计算,最后将得到的压降和穿透率值进行比较,以确认α、β值是否正确。
二者的比较结果列于表1。
由于z向压降极小,程序中的系数设为无穷大。
从表1可看出:二者之间符合较好,可满足工程计算需要,并将其应用到实际的钠池模拟中。
表1 屏蔽柱实际流动模拟和多孔介质流动模拟数据比较T able1 Comparison of flow d ata betw een real simulation and porous medium simulation方向屏蔽柱实际流动多孔介质流动u/(m・s-1)Δp/Pa K/(kg・m-3・s-1)αβΔp/Pa K/(kg・m-3・s-1)相对偏差1)/%R向011171591150662041313518185112217-2137θ向012691172202662041313570182205315-6174 注:1)相对偏差=(多孔介质流动模拟值-屏蔽柱实际流动模拟值)/屏蔽柱实际流动模拟值611原子能科学技术 第38卷图1 屏蔽柱实际流动模拟(a)和多孔介质流动模拟(b)网格图Fig.1 Grids of real flow simulation in radialshielding(a)and porous flow simulation(b)214 网格生成计算中,网格的生成约占计算工作量的60%,所以,网格的数量、质量及类型的选取均很重要。
网格生成考虑了诸如网格的光顺性、正交性、结点分布特性等重要原则,采用整体拉伸法,使用单独的六面体网格、局部加密和网格耦合技术,较为详细地刻画出-6140、-91445m高度的隔板和R=2130m的隔板。
冷热钠池计算的复杂程度不同,在描述冷池时,使用网格较少,而在堆芯出口区域则使用网格较多。
共计33754个网格,其中,流体网格19730个。
计算中使用的网格示于图2。
215 计算方法计算中的压力修正方法为PISO算法,该算法是SIMPL E法的改进方法,收敛速度快,但每步计算时间较长。
采用该算法的主要目的是为提高收敛速度,并为后续的瞬态计算做准备。
本计算采用标准的k2ε模型,其经验系数为:Cμ=0109,Cε1=1144,Cε2=1192,Cε3= 1144,Cε4=-0133,Pr k=1,Prε=11219。
图2 冷热钠池网格划分Fig.2 Grids of cold and hot plenums216 计算边界条件根据计算区域不同,使用以下边界条件:1)热钠池入口温度和流量边界条件按燃料区分为3区(表2),出口为中间热交换器入口(压力边界条件);2)冷钠池入口为中间热交换器的出口,单个流量为77136kg/s,温度为354.3℃,出口为一回路钠循环泵的入口(压力边界条件);3)钠液面的散热热流密度为1kW/m2;4)1台钠循环泵支撑冷却系统带走热量536kW,1台事故热交换器带走热量5215kW,一次钠净化系统引出管带走热量1217kW,堆容器冷却系统带走热量1782kW;5)在-81225m以下,堆芯围桶内侧温度按360℃等温分布;在-81225m到组件上端-6185m处,温度从360到440℃线性增加。
表2 堆芯燃料分区的流量和温度T able2 Flux and temperature of CEFR core sub area 分区号描述流量/(kg・s-1)温度/℃1第一和第二流量区1231035461042第三和第四流量区1441055421123除燃料区以外的其它区331574191373 计算结果及其分析311 热钠池热钠池的范围主要包括在-91445m以上、半径在21430m以内的部分,同时也包括-614m以上半径在31800m以内的部分。
图3为3个流量分区内的流速分布。
从流动分布看,最大流速在堆芯出口处,为11243711第2期 许义军等:中国实验快堆额定工况下冷热钠池数值分析m/s 。
从堆芯第一、第二分区流出的钠流体,首先受到中心测量柱的阻挡,然后,沿着中心测量柱向上流动,一直到达液面,接着,通过屏蔽柱和屏蔽支撑筒的入口窗,最终流向中间热交换器的入口处。