鉛鉍快堆SGTR事故機理及模型研究
核工程與核技術
資助企業(yè):
上海核工程研究設計院有限公司
資助年份: 2023
企業(yè)導師: 應秉斌
指導教師: 劉莉
項目成員: 吳淳熙,羅錦燁
項目簡介
項目概述
本畢設項目名稱為“鉛鉍快堆SGTR事故機理及模型研究”,項目分別通過理論分析與數(shù)值模擬的方法對鉛鉍快堆SGTR事故后過冷水與高溫液態(tài)鉛鉍發(fā)生相互作用引發(fā)蒸汽爆炸以及蒸汽泡隨液態(tài)鉛鉍遷移進入堆芯兩方面后果展開研究分析,以獲得過冷水-液態(tài)鉛鉍相間傳熱模型及蒸汽爆炸機理與液態(tài)鉛鉍中氣泡攜帶對堆芯帶繞絲燃料組件熱工水力性能的影響機理。項目獲得的理論和數(shù)值模型能夠為目前鉛基快堆安全分析提供參考,具有一定的現(xiàn)實意義。
項目目標
對SGTR事故后高壓過冷水沖擊高溫鉛鉍液態(tài)金屬流動與傳熱過程進行理論研究,以水、蒸汽、液態(tài)金屬形成的三相流體為研究對象,分析過冷水射流失穩(wěn)破碎條件、形成液滴的大小,評估過冷水射流沖擊高溫鉛鉍合金相變引發(fā)蒸汽爆炸的風險。主要采用理論分析的方法;開展多繞絲固定7棒燃料組件在單相鉛鉍與鉛鉍-氣泡兩相條件下的流動及傳熱特性分析,獲得液態(tài)鉛鉍中氣泡攜帶對堆芯燃料組件熱工水力的影響機理。主要采用計算流體力學與數(shù)值模擬方法。
項目成果
本項目采用理論分析的方法對鉛鉍快堆 SGTR 事故后高壓過冷水與高溫液態(tài)鉛鉍發(fā)生相互作用引發(fā)蒸汽爆炸的過程開展機理研究,建立了高壓過冷水從破口射流進入液態(tài)鉛鉍失穩(wěn)破碎理論模型,以及破碎形成離散小液滴受熱蒸發(fā)導致蒸汽膨脹的理論模型。采用數(shù)值模擬的方法分別對多繞絲單螺距7棒束組件流域及雙螺距單棒環(huán)狀外流域在液態(tài)鉛鉍攜帶氣泡的情況下進行了模擬與熱工水力分析,與單相鉛鉍計算結果形成對比,并深入探究得出了入口溫度、速度、含氣率及氣泡粒徑對組件熱工水力性能的影響規(guī)律。





