自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移
发布时间：2021-03-06 00:50
蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。
【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心
【文章页数】：9 页
【部分图文】：
SNCLFR-100整体结构
在二维简化模型中,将堆芯按组件进行分层计算,在充分考虑组件间间隙处冷却剂流动的情况下,将组件设置为具有一定压降能力的多孔介质模型。堆芯分层简化如图2a所示,二维简化结构如图2b所示,将蒸汽发生器设置为理想蒸汽发生器模型,即假定蒸汽发生器处于恒温状态,冷却剂流过蒸汽发生器后温度降至400 ℃。一回路冷却剂液态铅的物理特性采用随温度变化的多项式形式。冷却剂物性参数关系式列于表2,隔板结构采用T91钢。表2 冷却剂物性参数关系式Table 2 Physical property of coolant 参数 表达式 密度ρ,kg/m3 ρ=11 367-1.194 4T 比定压热容cp, cp=162.9-3.022× J/(kg·K) 10-2T+8.341×10-6T2 动力黏度η,Pa·s η=0.016 1-2×10-5T+10-8T2 导热系数λ,W/(m·K) λ=9.2+0.011T 注:T为温度,K
稳态的温度场和速度场如图4所示。由图4可知,主回路运行温度范围约为673～763 K,即400～490 ℃,与设计值偏差不超过5%。从图4还可看出,冷池热池的温度差异较为明显,整个自然循环堆稳态运行时处于一个低速流场中,蒸汽发生器中的液态铅运行速度最大值为0.43 m/s,经计算可得平均向下分量(图4中向左方向)为0.15 m/s,最大向下分量为0.23 m/s。图4 SNCLFR-100稳态的温度场和速度场
本文编号：3066152
【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心
【文章页数】：9 页
【部分图文】：
SNCLFR-100整体结构
在二维简化模型中,将堆芯按组件进行分层计算,在充分考虑组件间间隙处冷却剂流动的情况下,将组件设置为具有一定压降能力的多孔介质模型。堆芯分层简化如图2a所示,二维简化结构如图2b所示,将蒸汽发生器设置为理想蒸汽发生器模型,即假定蒸汽发生器处于恒温状态,冷却剂流过蒸汽发生器后温度降至400 ℃。一回路冷却剂液态铅的物理特性采用随温度变化的多项式形式。冷却剂物性参数关系式列于表2,隔板结构采用T91钢。表2 冷却剂物性参数关系式Table 2 Physical property of coolant 参数 表达式 密度ρ,kg/m3 ρ=11 367-1.194 4T 比定压热容cp, cp=162.9-3.022× J/(kg·K) 10-2T+8.341×10-6T2 动力黏度η,Pa·s η=0.016 1-2×10-5T+10-8T2 导热系数λ,W/(m·K) λ=9.2+0.011T 注:T为温度,K
稳态的温度场和速度场如图4所示。由图4可知,主回路运行温度范围约为673～763 K,即400～490 ℃,与设计值偏差不超过5%。从图4还可看出,冷池热池的温度差异较为明显,整个自然循环堆稳态运行时处于一个低速流场中,蒸汽发生器中的液态铅运行速度最大值为0.43 m/s,经计算可得平均向下分量(图4中向左方向)为0.15 m/s,最大向下分量为0.23 m/s。图4 SNCLFR-100稳态的温度场和速度场
本文编号：3066152
本文链接：https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3066152.html
