摘要：钠冷快堆是第四代先进核能系统的首选堆型,它因具有可增殖核燃料、嬗变放射性废物,以及高热效率发电等优势,成为先进核能技术发展的重要方向和标志.目前,我国正在设计和建造第二座钠冷快堆.快中子的物理特性、液态金属钠的热工水力学、复杂热交换器传热技术,以及钠-水蒸汽发生器技术等关键核心技术,给钠冷快堆技术的工程化带来特殊复杂的科学问题.文本中以钠冷快堆能量传输过程为对象,研究并建立用于分析各种能量传输和转换过程中大范围瞬态的数学物理模型,并采用凤凰堆自然循环和FFTF失流实验国际基准例题对模型进行了验证与确认,模型计算值与实验数据趋势一致且吻合较好.针对某典型池式钠冷快堆,综合采用工程评价和演绎分析法对电厂的四类瞬态事件进行了确定.其中,正常运行瞬态9个,偏离正常的预期瞬态23个,异常瞬态10个,紧急瞬态7个.采用所建立的数学物理模型,给出了每一类典型瞬态的分析结果,为系统和设备/部件的设计提供了重要依据,并为完成钠冷快堆瞬态工况和运行模式设计以及安全评价奠定了科学技术基础.

摘要：FFTF LOFWOS Test#13是美国FFTF钠冷回路式快堆进行的无保护失流试验,目的是为了证明反应堆的固有安全特性。本文采用中国原子能科学研究院自主开发的FR-Sdaso程序参加了IAEA策划发起的基于该试验的基准例题项目。利用FR-Sdaso程序将一回路主泵转速、二回路流量和空气热交换器出口钠温作为边界条件,建立了FFTF基准例题模拟模型。计算结果与FFTF LOFWOS Test#13试验结果对比分析表明,FR-Sdaso程序能较好地预测无保护失流事故后反应堆功率以及一、二回路温度和流量的瞬态变化,自然循环阶段反应堆衰变功率计算值与试验值的最大相对偏差为−7.1%,一回路3个环路自然循环流量与初始稳态值的最大相对偏差为0.65%。对于第2排和第6排PIOTA组件,由于模拟中未考虑瞬态过程中堆芯功率分布变化和组件之间的传热,出口温度的计算值较试验测量值最大偏高25.5℃,计算结果更保守。FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的分析初步验证了程序堆芯和一、二回路热工水力模型的正确性。

摘要：利用商业计算流体力学程序STAR-CCM+,对中国示范快堆(CFR600)乏组件转换桶内的氩气空间及相关结构部件进行数值模拟计算,验证分析正常工况和事故工况下的预埋件的热工设计。研究结果表明,正常工况下预埋件的温度峰值满足设计限值要求,但预埋件的温度分布存在一定程度的不均匀性,并且当发生事故工况时温度分布的差异性明显增大。钠液面通过辐射换热和对流换热共同对设备构件产生影响,其中辐射换热起主要作用。对于钠液面辐射换热的主要决定因素为钠液面的发射率。本工作为乏组件转换桶的正常运行及安全分析提供了技术准备。

摘要：与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851.6℃,相较于保守分析结果具有约91.8℃裕量,低于包壳破损验收准则。

摘要：在核电厂初步设计阶段,针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性,但在电厂初步设计阶段,泵的详细结构设计尚未开展,管路阻力特性也难以获取。针对上述问题,提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型,并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明,模型A在高转速时与试验值吻合较好,低转速时偏差较大,而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近,可用于核电厂的工况设计和安全分析。

摘要：钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。

摘要：针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。

摘要：本文针对典型钠冷快堆,采用钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso对其丧失蒸汽发生器模块后的不对称运行工况进行了分析计算,基于两种流量分配方式及稳态非对称模型,计算得到不同功率水平下的工况特征参数,包括不同环路的功率分配、主热传输系统节点温度等。通过对比分析,从可接受的最高功率水平、环路的对称性等多方面,对两种流量分配方式的优缺点进行对比总结。研究成果可为钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的目标运行工况设计方法提供参考。

摘要：核电厂的可靠性影响其安全性和经济性,池式钠冷快堆二回路系统是整个电厂的枢纽,其重要性不言而喻。本文把FMEA可靠性分析方法推广到核电厂的设计过程中。针对池式钠冷快堆二回路系统,建立FMEA分析步骤;通过FMEA分析,得出钠冷快堆二回路系统蒸汽发生器前后隔离阀是重要且关键设备,中间热交换器是重要设备,使设计人员更清晰了解系统的薄弱环节(设备、过程),可在设计阶段通过改进设计尽可能消除,并为后续系统设计提供借鉴。

摘要：为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。