《新概念鉛鉍合金冷卻快堆的熱工水力基礎問題研究》是依託西安交通大學，由蘇光輝擔任項目負責人的面上項目。
基本介紹
- 中文名：新概念鉛鉍合金冷卻快堆的熱工水力基礎問題研究
- 項目類別：面上項目
- 項目負責人：蘇光輝
- 依託單位：西安交通大學
中文摘要,結題摘要,
中文摘要
新概念鉛鉍合金冷卻快堆作為六種第四代先進核能系統中的一種，以優越的冷卻劑材料、更強的固有安全性、經濟性和多用途等優點顯示出顯著的先進性和競爭力。然而，其獨特的優點也決定了它具有很多不同於其它反應堆技術的新挑戰。在新概念鉛鉍合金冷卻快堆中，堆芯熱量的傳遞是通過液態鉛鉍合金與水直接接觸來實現的。因此不能直接運用已有的反應堆設計理論，相應的安全事故分析和餘熱排出能力的分析也有很大差異。本項目將深入研究鉛鉍合金冷卻快堆的堆芯物理、熱工相互耦合的三維溫度場和流場、蒸汽中鉛鉍合金液滴的高效分離技術、鉛鉍合金自然循環能力、燃料組件的熱工水力特性及其固有安全特性等，旨在探索和發展新概念鉛鉍合金冷卻快堆的設計理論及安全分析方法，是核反應堆物理學、熱工水力學、工程熱力學、傳熱學及金屬材料學等多學科的交叉，是發展固有安全鉛鉍合金冷卻快堆所急需解決的關鍵基礎問題。
結題摘要
鉛鉍合金冷卻快堆作為第四代核能系統中的一種候選堆型，具有安全性高、經濟性強等優點。本項目以一種新概念鉛鉍合金冷卻快堆PBWFR為研究對象，對其堆芯熱工水力和系統安全等方面進行了詳細地研究，重點開展了以下工作：（1）對新概念鉛鉍冷卻快堆一迴路系統進行了詳細的數學物理建模，採用FORTRAN90語言編制了相應的系統安全分析程式，該程式適用性和可移植性強，能夠容易地移植到其他類型的鉛鉍冷卻反應堆和鉛鉍冷卻ADS；（2）採用所編制的系統安全分析程式對整個系統進行了的穩態和瞬態熱工水力和系統安全分析，得到了鉛鉍冷卻快堆運行和設計中的關鍵參數及注意的問題，研究表明：制約鉛鉍冷卻反應堆發展的主要因素是事故下包殼溫度無法保證其完整性，發展鉛冷快堆，必須解決包殼材料問題；反應性引入事故對鉛鉍冷卻反應堆威脅很大，應該在設計時極力避免；喪失熱阱事故時，鉛鉍冷卻反應堆能夠依靠負反饋作用停堆而保證反應堆的安全；鉛鉍冷卻反應堆自然循環能力強，餘熱排出系統可以較晚投入；（3）編制了穩態和瞬態子通道分析程式，並利用CFX和鈉冷實驗結果對程式進行了初步驗證，結果表明所編製程序具有一定的準確性；通過敏感性分析表明湍流交混係數對子通道分析結果影響很大，需要重點進行研究；（4）利用子通道程式對鉛鉍冷卻快堆組件進行了詳細的子通道分析，得到了組件內詳細的溫度場和速度場分布，結果表明鉛鉍冷卻組件內外區溫差很大，設計時需要重點注意；（5）將系統安全分析程式和子通道分析程式進行耦合，進行了事故工況下組件內的子通道分析，對事故下組件的局部熱工水力特性進行了分析。本項目的研究結果能夠為鉛鉍冷卻快堆的設計提供一定的理論基礎，同時開發的系統安全分析程式和子通道分析程式能夠非常容易的移植到鉛鉍冷卻ADS上，為我國鉛鉍冷卻的ADS提供有力的熱工水力分析工具。
