蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏/破裂事故是核電廠平穩(wěn)運行的安全問題之一,對鉛冷快堆而言,該事故發(fā)生后,二回路的高壓水迅速進入一回路,會對蒸汽發(fā)生器傳熱管鄰近的結構、一回路的流動、一回路換熱乃至堆芯的反應性產生較大影響。本文針對SNCLFR-100小型自然循環(huán)鉛冷快堆,對破裂后氣泡的遷移以及在反應堆的積聚進行研究,基于ANSYS FLUENT,利用歐拉-拉格朗日方法對泄漏后氣泡的位置和軌跡進行了追蹤,并對事故下的堆芯安全進行了一定的評估。研究表明,破裂位置、氣泡尺寸以及冷卻劑純凈度均會對一回路氣泡的遷移產生較大的影響,當一回路液態(tài)鉛含有較多雜質時,蒸汽發(fā)生器較低位置發(fā)生的泄漏事故會產生相當大的系統(tǒng)氣泡積聚和堆芯氣泡累積,從而對反應堆的正常運行產生顯著影響。 

【文章來源】：原子能科學技術. 2020,54(12)北大核心

【文章頁數(shù)】：9 頁

【部分圖文】：

SNCLFR-100整體結構

在二維簡化模型中,將堆芯按組件進行分層計算,在充分考慮組件間間隙處冷卻劑流動的情況下,將組件設置為具有一定壓降能力的多孔介質模型。堆芯分層簡化如圖2a所示,二維簡化結構如圖2b所示,將蒸汽發(fā)生器設置為理想蒸汽發(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式形式。冷卻劑物性參數(shù)關系式列于表2,隔板結構采用T91鋼。表2 冷卻劑物性參數(shù)關系式Table 2 Physical property of coolant 參數(shù) 表達式 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 動力黏度η,Pa·s η=0.016 1-2×10-5T+10-8T2 導熱系數(shù)λ,W/(m·K) λ=9.2+0.011T 注:T為溫度,K

穩(wěn)態(tài)的溫度場和速度場如圖4所示。由圖4可知,主回路運行溫度范圍約為673～763 K,即400～490 ℃,與設計值偏差不超過5%。從圖4還可看出,冷池熱池的溫度差異較為明顯,整個自然循環(huán)堆穩(wěn)態(tài)運行時處于一個低速流場中,蒸汽發(fā)生器中的液態(tài)鉛運行速度最大值為0.43 m/s,經計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)的溫度場和速度場


本文編號：3066152