铅铋快堆堆芯包壳多场耦合腐蚀行为的数值模拟研究

1

作者 贾政 刘莉 +3 位作者 包睿祺 罗皓天 袁俊杰 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期2113-2123,共11页

铅铋快堆中液态铅铋(LBE)腐蚀结构材料是制约铅铋快堆发展的关键难题之一,液态铅铋流动过程中对结构材料的侵蚀作用不可忽视。为开展高温液态铅铋环境下堆芯燃料包壳动态腐蚀特性研究,本文针对包壳管候选材料T91钢建立氧化、还原、侵蚀... 铅铋快堆中液态铅铋(LBE)腐蚀结构材料是制约铅铋快堆发展的关键难题之一,液态铅铋流动过程中对结构材料的侵蚀作用不可忽视。为开展高温液态铅铋环境下堆芯燃料包壳动态腐蚀特性研究,本文针对包壳管候选材料T91钢建立氧化、还原、侵蚀耦合腐蚀模型,结合计算流体力学(CFD)方法,对燃料包壳表面腐蚀现象进行模拟研究,并对影响腐蚀的关键因素进行分析。研究结果表明:一定铅铋流速下,燃料组件内沿液态铅铋流动方向,包壳表面温度越高,尖晶石层平衡厚度越厚,包壳厚度损失速率越高,运行800 h后,燃料组件仅剩出口处残留磁铁矿层;随着燃料组件入口液态铅铋流速的增加,包壳厚度损失速率越高;当入口流速为2 m/s,氧化层稳定情况下,中心棒的包壳厚度损失速率为0.044 98 mm/a;当燃料组件包壳表面氧浓度大于发生氧化反应的最低值时,包壳厚度损失速率随包壳表面温度升高而增加;当包壳表面氧浓度小于发生氧化反应的最低值时,包壳会直接被液态铅铋溶解,溶解速率高达上千mm/a。 展开更多

关键词 铅铋快堆 氧化 侵蚀 计算流体力学

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超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究 被引量：10

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作者 刘紫静 赵鹏程 +4 位作者 张斌 于涛 谢金森 陈珍平 孙宇蒙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第7期1254-1265,共12页

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系... 以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。 展开更多

关键词 铅铋快堆 超长寿命 物理特性 自然循环

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Dragon程序在金属燃料铅铋快堆堆芯计算中的应用与偏差分析 被引量：1

3

作者 张亮 孙胜 +1 位作者 孙寿华 杨文华 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期30-37,共8页

铅铋合金或铅冷却快堆(LFR)是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料(UZr,UPuZr)LFR的燃料组件与堆芯,利用Dragon/Donjon程序开展中子学计算,获得了基于ENDF/B 8.0库的172群和295群多群中子数据库、输运方法(... 铅铋合金或铅冷却快堆(LFR)是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料(UZr,UPuZr)LFR的燃料组件与堆芯,利用Dragon/Donjon程序开展中子学计算,获得了基于ENDF/B 8.0库的172群和295群多群中子数据库、输运方法(SP3)和扩散方法(MCFD)的结果及其与蒙卡程序RMC的偏差。采用SP3算法针对UZr燃料得到的k;偏差小于550×10;对于UPuZr燃料采用MCFD算法得到的k;偏差小于-700×10;。控制棒组件价值的偏差小于7.6%;172群和295群库的结果基本无差异。应用SP3算法的燃料组件功率偏差小于±6.0%;SP3算法的偏差小于MCFD的。结果证明,Dragon/Donjon程序在金属燃料铅铋快堆物理分析中具有可行性。 展开更多

关键词 铅铋快堆 金属燃料 反应堆物理 Dragon/Donjon程序

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全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价 被引量：1

4

作者 刘玉康 文青龙 +2 位作者 乔鹏瑞 侯斌 阮神辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期2028-2035,共8页

小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO... 小型铅铋快堆的非能动余热排出系统(PRHRS)主要是为应对全厂断电(SBO)事故,但目前并不确定该PRHRS能否有效带走堆芯衰变热以保证堆芯安全,因此开展了数值分析研究评价PRHRS的余热排出能力。本文使用RELAP54.0程序开展了小型铅铋快堆SBO事故热工水力分析,首先进行稳态计算,之后将稳态结果作为初值进行瞬态计算。研究结果表明:在整个SBO事故中,包壳峰值温度最高为820 K,主容器与保护容器壁面最高温度分别为792 K和769 K,均未超过安全限值,表明此PRHRS可有效应对小型铅铋快堆SBO事故。本文研究可为小型铅铋快堆PRHRS的工程设计奠定技术基础。 展开更多

关键词 小型铅铋快堆 全厂断电 余热排出 RELAP54.0程序

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铅铋快堆燃料组件热工水力学数值模拟研究 被引量：1

5

作者 高鑫钊 任丽霞 《科技创新与应用》 2019年第22期1-4,共4页

利用子通道程序研究铅铋快堆燃料组件热工性能是一种实用且有效的方法,为初步研究一种概念设计的铅铋快堆燃料组件热工水力学性能,本工作采用子通道程序对该燃料组件进行了数值计算分析得到了冷却剂最高流速、组件出口冷却剂温度分布、... 利用子通道程序研究铅铋快堆燃料组件热工性能是一种实用且有效的方法,为初步研究一种概念设计的铅铋快堆燃料组件热工水力学性能,本工作采用子通道程序对该燃料组件进行了数值计算分析得到了冷却剂最高流速、组件出口冷却剂温度分布、包壳最高温度、燃料芯块最高温度等,并以CFD程序模拟计算结果作为对比验证,由计算结果可知:该燃料组件冷却剂整体流速较低,最高流速约0.27m/s,且组件出口温度差异明显,最高温差可达80℃,包壳最高温度约541℃,燃料芯块温度1089℃。 展开更多

关键词 铅铋快堆 燃料组件 子通道 CFD

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铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析

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作者 孙明 郁杰 《核安全》 2021年第1期59-64,共6页

铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。本文以中国科学院核能安全技... 铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。系统建模分析使用的是FDS团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA。本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集,同时进行了重要度分析、敏感性分析以及对结果的不确定性分析,找出了影响系统可靠性的关键环节,为充排系统的设计优化提供了参考。 展开更多

关键词 铅铋快堆 充排系统 可靠性分析 故障树

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小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究 被引量：9

7

作者 雷驰 吴宏春 +2 位作者 曹良志 周生诚 邵一穷 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1451-1458,共8页

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现... 为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。 展开更多

关键词 小型可运输长寿命铅铋冷却快堆 蜂窝煤型燃料 液态吸收体控制系统 固定式可替换吸收体

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铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析 被引量：2

8

作者 曾文杰 赵福宇 《新型工业化》 2013年第6期14-24,共11页

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应... 通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。 展开更多

关键词 核能科学与工程 铅铋冷却快堆 一维 单通道 稳态

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铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证 被引量：1

9

作者 刘佳泰 彭天骥 +1 位作者 苏兴康 顾龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期1950-1958,共9页

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在... 由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明:包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。 展开更多

关键词 中国加速器驱动嬗变研究装置 铅铋冷却快堆 含绕丝燃料组件 子通道分析

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一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究 被引量：1

10

作者 王子冠 李林森 +2 位作者 杨韵颐 沈峰 张陆雨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期2294-2299,共6页

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-... 目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。 展开更多

关键词 铅-铋合金冷却快堆 长寿命高放核素 MCNP程序 物理参数分析 燃耗计算

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车载运动条件下铅铋堆LESMOR热工安全特性分析 被引量：1

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作者 陆定晟 魏诗颖 +3 位作者 王成龙 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期111-123,共13页

本文基于车载运动条件下非惯性系动量方程推导,建立运动条件附加力模型,并运用铅铋快堆瞬态热工水力分析程序LETHAC展开车载铅铋快堆LESMOR系统运动条件热工安全特性分析。研究表明,坡道行驶、垂直振动、俯仰振动及垂直耦合俯仰振动运... 本文基于车载运动条件下非惯性系动量方程推导,建立运动条件附加力模型,并运用铅铋快堆瞬态热工水力分析程序LETHAC展开车载铅铋快堆LESMOR系统运动条件热工安全特性分析。研究表明,坡道行驶、垂直振动、俯仰振动及垂直耦合俯仰振动运动条件下,系统自然循环流量显著下降,但不超过30%;包壳和燃料温度上升,但不超过4℃,最高分别达411.3、442.4℃,远低于瞬态运行安全限值。LESMOR系统在汽车正常行驶和可能出现的极限行驶范围内都能保持稳定安全运行。本文提供车载运动条件下反应堆系统热工安全特性分析方法,具有一定的参考意义。 展开更多

关键词 车载运动条件 铅铋快堆 热工安全分析

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铅铋冷却绕丝燃料组件横流特性分析 被引量：4

12

作者 丛腾龙 王俊杰 +2 位作者 肖瑶 刘茂龙 顾汉洋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期2725-2734,共10页

准确预测绕丝棒束通道内的横向流动特性是开展铅铋冷却快堆热工水力安全分析的基础。本文采用数值模拟的方法分析了液态铅铋工质下单绕丝和多绕丝燃料组件内的横流特性。分析结果表明,单绕丝组件的中心子通道横流流速最大不超过主流流速... 准确预测绕丝棒束通道内的横向流动特性是开展铅铋冷却快堆热工水力安全分析的基础。本文采用数值模拟的方法分析了液态铅铋工质下单绕丝和多绕丝燃料组件内的横流特性。分析结果表明,单绕丝组件的中心子通道横流流速最大不超过主流流速的19%,且横流方向和二次流中心随着高度周期性变化;单绕丝组件中,当绕丝与子通道交界面重合或垂直时,中心子通道界面横向流量和横流交混指数趋于零或达到峰值;在单绕丝组件结构一定的情况下,横流交混指数在湍流区对Re不敏感,而与组件结构参数存在较大相关性;多绕丝组件中心子通道界面上的横流存在两个相反的流向。 展开更多

关键词 铅铋快堆 绕丝燃料组件 交混特性 子通道分析

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铅铋冷却燃料棒束堵流事故CFD模拟与分析

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作者 樊亦江 余大利 +1 位作者 刘书勇 郁杰 《核安全》 2022年第6期97-105,共9页

【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Flue... 【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Fluent,对含绕丝19棒束燃料组件建模,模拟分析了正常工况和多组堵流工况下的铅铋工质流动传热特性,并和Pacio实验进行了对比。【结果】获得了不同工况下包壳表面最高温度分布、堵块周围速度分布和瞬时涡场结构,分析了堵块参数对流场分布和传热的影响规律。【意义】结果可为分析LFR堵流事故的发展和影响提供参考。 展开更多

关键词 铅铋冷却快堆 堵流事故 计算流体力学

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