蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏/破裂事故是核電廠平穩(wěn)運(yùn)行的安全問(wèn)題之一,對(duì)鉛冷快堆而言,該事故發(fā)生后,二回路的高壓水迅速進(jìn)入一回路,會(huì)對(duì)蒸汽發(fā)生器傳熱管鄰近的結(jié)構(gòu)、一回路的流動(dòng)、一回路換熱乃至堆芯的反應(yīng)性產(chǎn)生較大影響。本文針對(duì)SNCLFR-100小型自然循環(huán)鉛冷快堆,對(duì)破裂后氣泡的遷移以及在反應(yīng)堆的積聚進(jìn)行研究,基于ANSYS FLUENT,利用歐拉-拉格朗日方法對(duì)泄漏后氣泡的位置和軌跡進(jìn)行了追蹤,并對(duì)事故下的堆芯安全進(jìn)行了一定的評(píng)估。研究表明,破裂位置、氣泡尺寸以及冷卻劑純凈度均會(huì)對(duì)一回路氣泡的遷移產(chǎn)生較大的影響,當(dāng)一回路液態(tài)鉛含有較多雜質(zhì)時(shí),蒸汽發(fā)生器較低位置發(fā)生的泄漏事故會(huì)產(chǎn)生相當(dāng)大的系統(tǒng)氣泡積聚和堆芯氣泡累積,從而對(duì)反應(yīng)堆的正常運(yùn)行產(chǎn)生顯著影響。 

【文章來(lái)源】：原子能科學(xué)技術(shù). 2020,54(12)北大核心

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【部分圖文】：

SNCLFR-100整體結(jié)構(gòu)

在二維簡(jiǎn)化模型中,將堆芯按組件進(jìn)行分層計(jì)算,在充分考慮組件間間隙處冷卻劑流動(dòng)的情況下,將組件設(shè)置為具有一定壓降能力的多孔介質(zhì)模型。堆芯分層簡(jiǎn)化如圖2a所示,二維簡(jiǎn)化結(jié)構(gòu)如圖2b所示,將蒸汽發(fā)生器設(shè)置為理想蒸汽發(fā)生器模型,即假定蒸汽發(fā)生器處于恒溫狀態(tài),冷卻劑流過(guò)蒸汽發(fā)生器后溫度降至400 ℃。一回路冷卻劑液態(tài)鉛的物理特性采用隨溫度變化的多項(xiàng)式形式。冷卻劑物性參數(shù)關(guān)系式列于表2,隔板結(jié)構(gòu)采用T91鋼。表2 冷卻劑物性參數(shù)關(guān)系式Table 2 Physical property of coolant 參數(shù) 表達(dá)式 密度ρ,kg/m3 ρ=11 367-1.194 4T 比定壓熱容cp, cp=162.9-3.022× J/(kg·K) 10-2T+8.341×10-6T2 動(dòng)力黏度η,Pa·s η=0.016 1-2×10-5T+10-8T2 導(dǎo)熱系數(shù)λ,W/(m·K) λ=9.2+0.011T 注:T為溫度,K

穩(wěn)態(tài)的溫度場(chǎng)和速度場(chǎng)如圖4所示。由圖4可知,主回路運(yùn)行溫度范圍約為673～763 K,即400～490 ℃,與設(shè)計(jì)值偏差不超過(guò)5%。從圖4還可看出,冷池?zé)岢氐臏囟炔町愝^為明顯,整個(gè)自然循環(huán)堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)處于一個(gè)低速流場(chǎng)中,蒸汽發(fā)生器中的液態(tài)鉛運(yùn)行速度最大值為0.43 m/s,經(jīng)計(jì)算可得平均向下分量(圖4中向左方向)為0.15 m/s,最大向下分量為0.23 m/s。圖4 SNCLFR-100穩(wěn)態(tài)的溫度場(chǎng)和速度場(chǎng)


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