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。
钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证
池式钠冷快堆二回路钠比活度研究
环 境 影 响 和 运 行 维 修 期 间 工 作 人 员 接 受 的辐 射 剂 量 。二 回路 钠 比 活度 水 平 是 由 堆 本 体 屏 蔽 决 定 的 。 本
文 以 中国 实 验 快 堆 （ Ｅ Ｒ） 研 究 对 象 ， 过 研 究 它 们 之 间 的 关 系 ， 到 设 计 池 式 钠 冷 快 堆 时 确 定 二 回 Ｃ Ｆ 为 通 找 路 比活 度 设计 值 的 方 法 。研 究 表 明 ， 回路 工 艺 间 中 冷 阱 间 的 剂 量 当 量 率 决 定 了二 回 路 钠 比 活 度 值 的 二
ｓ ｃ ｆｃ ｒ ｄ ｏ ｃ ｉ ｉｙ ｄｅ ｉ ｄ ｆｏｍ ｒ ａ ａ ｉ ｎ ｄ ｍａ ｆｖｅ ｓ ｌ Ｓ ｍａ ｅ ｉ ｌａ ｄ ａ ｃ ｄ ｎｔｏ ｐｅ ｉｉ ａ ｉ ａ ｔｖ ｔ ｒｖｅ ｒ ｉｒ ｄｉｔｏ ａ ｇｅｏ ｓ ｅ ’ ｔ ｒａ ｎ ｃ ｉ ｅ ｆ
ห้องสมุดไป่ตู้
上 限 ； 从 堆 容 器 材 料 损 伤 和二 次 钠 事 故 后 果 等方 面 限 制 推 算 出 的 比活 度 限 值 远 高 于 上 限 值 ， 以 据 此 而 可 规 律 来 确 定 中 国示 范 快 堆 的 二 回路 比活 度 设 计 值 ， 通 过 堆 本 体 的 屏 蔽 达 到 此 设 计 值 。 并 关 键 词 ： 回路 钠 比活 度 ； 式 钠 冷 快 堆 二 池
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钠冷快堆柱状钠火的实验研究
钠冷快堆柱状钠火的实验研究
我国确定了核燃料增殖,闭式循环的核能战略。
钠冷增殖快堆因其安全性、可增殖性和热效率高等特点,很多国家将其作为第四代堆中的首选。
液态钠泄漏是钠冷快堆的运行当中的多发事故,因而针对钠火的基础研究有非常重要的意义。
本文主要针对液态钠初始温度为200-350℃的柱状流钠火进行实验研究。
实验使用高压氮气将液态钠喷入体积约为7.8m3的不锈钢柱状燃烧空间内形成柱状流钠火。
实验记录的参数包括温度、钠流量、压力、热释放率、喷嘴长径比等。
实验结果的分析显示柱状流的钠火是由起始的柱状火以及紧随其后由雾化产生的雾火和接钠盘中的钠池火组成。
接近钠流中心的位置产生了 900-1200℃的高温,撞击雾化产生的雾火最高温度约为700-900℃;在径向远离钠流中心的
位置上温度约200℃,即使在靠近接钠盘的地方,最高也不超过350℃;钠流在接钠盘中堆积形成的钠池燃烧最高温度出现在中心位置,约为520-610℃;柱状流
的燃烧时间很短会产生瞬时的高温和压力冲击,压力冲击与燃烧的最高温度几乎出现在同一时刻;首次使用ISO9705热量仪测得钠火的热释放率最高达到20.6kW,释热总量显示液态钠发生不完全燃烧。
本文最后基于实验数据分析和紊动射流和射流燃烧的理论,初步建立了空间柱状流钠火的数学模型,并将实验结果与数学模型的计算结果进行了对比分析,为建立和完善柱状流钠火模型进行了尝试。
这些研究能为我国钠冷快堆的研究、设计、建设和运行中钠回路相关部分提供技术支持,也能为消防系统钠泄漏和钠火事故的防护措施提供技术参考。
钠冷快堆钠池火事故数值模拟
(12)
j
把方程 (3) ～ (12) 代入方程 (1) 和 (2) ,即可
得到关于火焰温度 Tf 和火焰层高度 lf 的方程
组 ,采用牛顿2辛普生方法[4] 迭代求解 。
池火燃烧导致的化学成分的源项 Mplc 、质 量源项 Gpl 和气体能量的产生率 Spl 分别表示
为:
∑ Af
χ N j Na2jc
钠池 之 间 区 域 混 合 气 体 的 摩 尔 密 度 ( mol ·
m - 3 ) ; DNa 为 钠 蒸 气 的 扩 散 系 数 ( m2 ·s - 1 ) ;
z 为火焰高度方向上的坐标 ; 下标 N2 代表氮
气 ,且这里 N N2 可设为 0 ,因为在这个区域中没 有 N2 的产生 ,也不会消耗 N2 。边界方程如下
本工作以有火焰薄层模型为理论基础 ,讨 论钠池火事故的分析 、计算等相关问题 。
1 物理模型
钠池火事故中 ,泄漏的钠立即裸露在腔室 的地表面 ,迅速与氧气或水发生反应 。在整个 钠池火中发生如下化学反应[1] :
2Na +
1 2
O2
→Na2 O
2Na + O2 →Na2 O2
2Na + H2 O →Na2 O + H2
质量和能量守恒方程如下 :
∑ N Na =
χ n = qfg + qfp + qfw
(2)
式中 :下标 Na 代表钠蒸气 ;j 代表氧化剂 (本模
型中指氧气或水蒸气) ; N 是摩尔通量 ( mol ·
m - 2 ·s - 1 ) χ ; Na2j 是单位质量氧化剂 (氧气或水 蒸气) 与 钠反 应的 化 学 计 量 比 ; qburn 、qfg 、qfp 和 qfw 分别是反应热流密度 、从火焰层到环境大气 的热流密度 、从火焰薄层到钠池的热流密度以
中国实验快堆热钠池热分层现象研究
２ ０ Ｃｈｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｎ ｉｅ ｒｎ ｉｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅ ｇｎ ｅ ｉ ｇ ｏ
Ｖｏ ． ８ ＮＯ ４ Ｉ２ ．
Ｄｅ ． ｃ ２ ８ ００
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中国实验快堆堆芯出口温度脉动的数值分析
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Ａｂ ｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｔｈｅ ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｆ ｌ ｕ ｃ ｔ ｕ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｉ ｎ ｃ ｏｒ ｅ ｏｕ ｔ ｌ ｅ ｔ ｒ ｅ ｇ ｉ ｏ ｎ ｏｆ Ｃｈｉ ｎ ａ Ｅｘ ｐｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎ ｔ ａ ｌ Ｆａ ｓ ｔ
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中国实验快堆单组件完全堵流后钠沸腾的预测
石晓波, 罗 锐, 王 洲, 杨献勇, 穆瑞云
(清华大学 热能工程系, 北京 100084)
摘 要: 为预测正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全 堵流导致的后续事故序列及其潜在的破坏能力, 对模拟这种 现象的 SCA RAB EE B E + 1 实验在包壳流动之前的阶段进 行了数值模拟。 在此基础上对中国实验快堆 (CEFR ) 在此事 故工况下的冷却剂沸腾进行了预测。 计算结果表明: 对于 CEFR , 沸腾的过程中也出现了实验中观测到的出口处流量 波动和通过组件盒的热流通量的快速增长。SCA RAB EE B E+ 1 实验中, 干涸发生之前, 沸腾持续了大约 2. 2 s; 对于 CEFR , 沸腾开始后 0. 3 s 便发生了干涸。造成这一差异的主 要原因是 CEFR 的燃料组件规模和单位体积的热功率更大。
关键词: 快堆; 钠沸腾; 子通道; 堵流
中图分类号: TL 43+ 3 文章编号: 100020054 (2004) 1121558204
文献标识码: A
Pred iction of sod ium bo il ing caused by tota l blockage of a single suba ssem bly
in let in the Ch inese exper im en ta l fa st reactor
SHIXiaobo, LUO Rui, W ANG Zhou, YANG Xianyong, MU Ruiyun
(D epartm en t of Therma l Eng ineer ing, Tsinghua Un iversity, Be ijing 100084, Ch ina)
Abstract: T he to tal in stantaneous blockage of a single subassem bly in let in the liquid m etal coo led fast breeder reacto r (LM FBR ) m ay cause very severe con sequences w h ich should be p redicted. T he SCA RABEE BE + 1 test until on set of cladding mo tion w as sim ulated to verify the num erical model. T he model w as then app lied to the Ch inese experim ental fast reacto r (CEFR ) to p redict the phenom enon after a blockage. T he results show that the outlet flow o scillation and rap id increase of the heat flux th rough the hexcan2w all in the SCA RABEE BE + 1 test also occur during bo iling in CEFR. In the SCA RABEE BE + 1 test, sodium reen try delays the onset of dryout until 2. 2 s after bo iling on set, w h ile bo iling lasts on ly 0. 3 s befo re dryout on set in the CEFR. T he difference occurs m ain ly because the CEFR subassem bly is compo sed of m any mo re fuel p in s w ith m uch larger pow er per unit vo lum e.
中国实验快堆
中国实验快堆
快中子增殖堆的简称
01 快堆简介
03 各项参数
目录
02 重要意义 04 突出特点
05 建设过程
07 事故报道
目录
06 并发电
快堆是快中子增殖堆的简称，中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水 三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事 故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5 月开工建设。2011年7月21日10点成功实现并发电。
据介绍，在长达20多年的实验快堆研发过程中，我国全面掌握了快堆技术，取得了一大批自主创新成果和专 利，实现了实验快堆的自主研究、自主设计、自主建造、自主运行和自主管理，形成了完整的研发能力，并培养 了一批优秀的技术人才队伍。在此基础上，中核集团公司已经着手研发百万千瓦级商用快堆电站技术。
建设过程
中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设，2002年8月主厂房封顶，2010年7月21 日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。
快堆简介
中国实验快堆中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第四代核能系统的优选堆型，快堆可将天然 铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战 略意义。快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。我国第一个由快中子引起核裂 变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并发电。标志着国家“863”计划重大项目目标的全面实现，列入国 家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续 发展的先进核能系统上跨出了重要的一步 。
中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究
ｃ ｉ ｅ ｎ ｔ ｏ ｆ Ｃ ＥＦＲ ｉ ｓ ａ ｂ ｏ ｕ ｔ一４ ｐ ｃ ｍ／ ￣ Ｃ．Ｔｈ ｅ ｄ ｅ ｖ ｉ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｄ ｖ ａ ｌ ｕ ｅ ｓ ｂ ｅ ｔ ｗｅ ｅ ｎ ｔ ｈ ｅ
温 和 降 温过 程 的 反应 性 温 度 系 数测 量误 差 约 为 １ １ ， 满 足试 验 验 收 准则 。测 量 结 果 可 校 核 理 论 计 算 结
果， 同时为 Ｃ Ｅ Ｆ Ｒ 的安 全运 行 和 在换 料情 况 下 的 反 应 性 平 衡 分 析 提 供 参 考 数 据 。
关键词 ： 中 国实 验 快 堆 ； 反 应性 温 度 效应 ； 反应性温度系数 ； Ｃ Ｉ ＴＡ ＴＩ Ｏ Ｎ 程 序
Ｚ Ｈ ＡＮＧ Ｑｉ ａ ｎ ｇ，Ｚ Ｈ ＡＯ Ｊ ｉ ｎ — ｋ ｕ ｎ ，ＬＩ Ｚ ｅ — ｈ ｕ ａ
（ Ｃｈ ｉ ｎ ａ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ Ａｔ ｏ ｍｉ ｃ Ｅｎ ｅ ｒ ｇ ｙ。Ｐ．０．Ｂｏ ｘ ２ ７ ５ — ３ ４ ，Ｂｅ ｉ ｊ ｉ ｎ ｇ １ ０ ２ ４ １ ３，Ｃｈ ｉ ｎ ａ ）
ｔ ｅ ｍｐｅ ｒ ａ ｔ ｕｒ ｅ ｉ ｎ ｃ ｒ ｅ ａ ｓ ｉ ｎ ｇ ａ ｎｄ ｄｅ ｃ ｒ ｅ ａ ｓ ｉ ｎ ｇ ｐ ｒ ｏｃ ｅ ｓ ｓ ｅ ｓ ｉ ｓ ａ ｂ ｏｕｔ １ １ ， ｗｈｉ ｃ ｈ ｓ ａ ｔ ｉ ｓ ｆ ｉ ｅ ｓ ｔ ｈｅ ｅ ｘｐ ｅ ｒ ｉ ｍｅ ｎｔ ａ ｃ ｃ ｅ ｐ ｔ ａ ｎｃ ｅ ｃ ｒ ｉ ｔ ｅ ｒ ｉ ａ ． Ｔｈ ｅ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｄ ｒ ｅ ｓ ｕｌ ｔ ｓ ｃ ａ ｎ ｖ ａ ｌ ｉ ｄ ａ ｔ ｅ ｔ ｈ ｅ ｃ ａ ｌ ｃ ｕｌ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｎｅ ｓ ｂ ｙ ｐ ｒ ｏ ｇｒ ａ ｍ ａ ｎ ｄ ｃ ａ ｎ ｐｒ ｏ ｖ ｉ ｄｅ ｉ ｍｐｏ ｒ ｔ ａ ｎ ｔ ｒ ｅ ｆ ｅ ｒ ｅ ｎｃ ｅ ｄ ａ ｔ ａ ｆ ｏ ｒ ｔ ｈｅ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｏｐ ｅ ｒ ａ ｔ ｉ ｏｎ ｏ ｆ ＣＥＦＲ
中国试验快堆
重大核科学工程中国实验快堆（CEFR）我国快堆和第4代先进核能系统徐钅米2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。
它们的技术基础不同。
世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，已积累了350快堆·年的运行经验，工程技术已近成熟；熔盐堆只建过实验堆；其它4种堆型从未建造，其中铅冷快堆仅于20世纪六七十年代建造过类似于铅冷的铅铋冷却潜艇用快堆十一二座，因冷却剂工艺问题，运行并不成功。
2001年以来，“第4代”在两个世界性的技术合作组织INPRO（反应堆与燃料循环创新国际计划）和GIF（第Ⅳ代先进核能系统国际论坛）组织下，近30个核能国家参于合作开发，至今尚未有任何“第4代”堆型完整的设计，但已有对“第4代”比较明确的定性目标，即可持续性、经济性、安全性和可靠性及防核扩散和实体防卫。
1）可持续性“第4代”的要求是：能提供清洁、可持续的核能，能为世界长期使用和对核燃料实现有效利用；应能处理好核废物，并使核废物量最小化，特别是减少核废物长期管理的负担，从而改进对公众和环境的保护。
在各种反应堆堆型中，快中子反应堆是唯一能实现工程意义上燃料增殖的堆型，且能嬗变长寿命核废物核素。
我国选择的钠冷快堆采用合金燃料，有最高的燃料增殖能力，不仅能使我国核能可持续发展，且能满足我国核能快速增长的需求，比如，到2050年，可使我国核电发展到240 GWe 或以上。
在我国核能发展的战略研究中，准备用我国原型快堆规模的快堆，一址多堆、模块化建造焚烧堆，以焚烧长寿命次量锕系核素（MA）和嬗变长寿命裂变产物（LLFP）。
2）经济性“第4代”的要求是在整个寿期的投资上明显地优于其它能源系统，应在投资风险方面能与其它能源系统不相上下。
我国快堆工程发展尚在实验快堆阶段，以后将逐步发展到原型快堆、经济验证性快堆阶段，并力争主要技术选择的一致性，以此减小商用快堆的技术经济风险，并逐步达到优化和简化系统使快堆有好的经济性。
中国实验快堆钠工艺间火灾危险性分析
表 1 重要钠工艺房间火荷载分析结果 序号 房间号
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 001 1 001 2 001 3 309 1 214 017 1 244 1 244 2 508 1 508 2 812 1 812 2 813 1 813 2
可燃物 数量 kg 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆 钠 油漆
M bp s, XL S 网络是 R S485 环网, 速度为 38. 4 kbp s,
通过 XB S 网络与 XL S 网络的通讯是经由以太网进行。 XL S 1000 网络接口单元 (LAN In terface 140060986461XX ) , 可将 XL S 1000 控制系统的 R S485 环状网
3 FHA 评价方法 3. 1 描述与 CEFR 钠火安全有关的设计特征, 包括
电气设备以折算成 PV C 的当量重为逐项计算其 潜热 ( 由于钠工艺间内只有极小量的电气设备, 且潜热 量也不大, 故在本报告的潜热量计算中可忽略不计) 。 油漆涂料: 天花板) 0. 5 kg m 2 a ) 立面和顶面 ( 墙、 1. 0 kg m 2 b ) 平面, 如地面 0. 5 kg m 2 c) 设备表面, 如接收盘 接收盘油漆面积的计算规定: ( 1 ) 各房间具体设备布置图未出来之前, 在计算 接收盘布置量时, 暂定房间地面 1 5 的表面被各种支 座所占据。 ( 2 ) 计算各房间内油漆用量时, 暂不考虑设备本 身及其支座的用漆量。 ( 3 ) 接收盘只考虑外表面刷漆, 内表面及保护盖 的不规则计算暂以 2 倍底面积计算, 人行栅的用漆量 也计入接收盘的用漆量中, 计算如下: 盘: ( 0. 5×0. 9+ 0. 5×0. 5) ×2+ 0. 5×0. 9× ( 1+ 2. 0) = 2. 75 m 2 ( 0. 3×0. 9+ 0. 3×0. 5) ×2+ 0. 5×0. 9× ( 1+ 0. 2) = 2. 19 m 2 栅: [ ( 0. 58+ 0. 1) × ( 0. 9+ 0. 1) ] ×2= 1. 2 m 2
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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。