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1 Challenges to Thermal & Hydraulic for Nuclear Power Renaissance Practical Perspective 热工水力技术的新挑战 傅先刚 中科华核电技术研究院有限公司 2009 年 8 月 28 日星期五

2 主要内容 一 二代与在运机组二 二代加 三代与三代加设计三 四代与 ADS 四 其它

3 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 其它问题

4 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 CFD 计算研究异物迁移和水垢引起的包壳腐蚀 (Crud-induced Cladding Corrosion) ( 西屋 EPRI AREVA NP 等 ) 有限元分析计算研究 PCI (Pellet-Cladding Mechanical Interaction) ( 西屋 EPRI) 格架 - 燃料棒微振磨损 (Grid to Rod Fretting)( 西屋 / 非线性振动模型 AREVA NP/CFD 等 ) CFD 计算研究燃料组件交混翼设计 其它问题

5 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 其它问题 不同商家燃料组件的混合堆芯分析 过渡堆芯 DNB 惩罚 横流 + 组件振动分析 实例 美国核电站 EDF 原计划 1300MWe 反应堆中装入 14 呎 17X17 型 HTPLX 燃料组件, 由于 HTPLX 组件的阻力太大, 在与现有 AFA3GLr 组件组成的过渡堆芯里,HTPLX 的浮升力很大 2007 年,EDF 决定选择 AFA 3GLE 此外,AFA 3GLE 的 DNB 性能比 HTPLE 稍好 统计 DNBR 分析 DNBR 裕度管理 Power Uprate 验收准则

6 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 中子物理与堆芯子通道程序耦合 SLB without offsite power Complete Loss of Forced Flow Locked Rotor: 西屋 for Westinghouse 2-loop PWR with ~20% Stretch Power Uprate 新的 DNB 关系式 FC Modified WRB-2 for low flow AP600 High quality and low flow conditions WRB-2M(RFA) 其它问题

7 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 其它问题 正常运行热管段流动分层 低泄漏堆芯 上腔室和热管段流场和温度场 CFD 计算 实例 事故分析 SLB M&E:RETRAN 3D 计算 稳压器波动管 (Surge line) 热分层 实验 三维数值计算分析 堆腔注水系统 在核电厂发生严重事故工况时 ( 即 : 堆芯出口温度 >650 ), 对堆腔的注水, 实施压力容器外部冷却 防止压力壳熔穿, 保持压力壳完整性 ( 功能一 ) 或防止堆芯熔融物与堆腔底板混凝土的相互作用 ( 功能二 )

8 核燃料 ( 燃料棒与组件 ) 堆芯 ( 子通道 ) 压力容器与主回路 保护系统整定点优化 去除负通量变化率高跳堆保护 安全注入和主蒸汽隔离 AO 高跳堆 乏燃料水池冷却能力 更高富集度 / 更高燃耗 更早卸料时间 / 更短大修时间 更高换料周期 夏天大修 其它问题

9 主要内容 一 二代与在运机组二 二代加 三代与三代加设计三 四代与 ADS 四 其它

10 非能动技术 严重事故缓解 物理热工耦合 其它问题

11 非能动技术 严重事故缓解物理热工耦合 其它问题 堆芯补水箱 Core Make-up Tank, CMT 先进安注箱 Advanced Accumulator, A-Acc 非能动余热排出系统 Passive Residual Heat Removal System, PRHRS 先进硼注入箱 Advanced Boron Injection Tank, ABIT 高位内置换料水箱 High Located In-containment Refueling Water Supply Tank, HL-IRWST 非能动安全壳冷却系统 Passive Containment Cooling System, PCCS

12 非能动技术 严重事故缓解 物理热工耦合 增加稳压器卸压延伸功能 堆芯出口温度 600 时, 打开稳压器卸压阀 消除高压熔堆 增加安全壳内的非能动氢气复合器 100% 的锆水反应所产生的氢气 氢气平均分布的浓度小于 10% 防止安全壳超压失效 事故处理规程由事件导向法 (EOP) 改为状态导向法 (SOP) 其它问题

13 非能动技术严重事故缓解物理热工耦合 其它问题 反应堆压力容器外部冷却 + 堆芯熔融物滞留 Ex-Reactor Vessel Cooling and In Vessel Retention, ERVC and IVR 降低堆芯熔融物与安全壳混凝土底板反应的可能性 熔融物成分和分层结构 两相传热,CHF 系统动力学行为 熔融物池和冷却水腔的相互作用等 堆芯捕集器 Core Catcher 压力容器高压熔穿 压力容器失效模式及机械和热力载荷 蒸汽爆炸 捕集器底部的超高机械和热力载荷 熔融物与安注水反应

14 非能动技术严重事故缓解物理热工耦合 其它问题 堆芯子通道程序与中子物理和系统程序耦合 SLB:ANP 的 EPR 中子物理与系统程序耦合 Loss of Offsite Power: ANP 的 EPR Loss of Flow:ANP 的 EPR Locked Rotor:ANP 的 EPR 系统程序与安全壳温度压力响应程序耦合 SB LOCA IB LOCA:ANP 的 EPR LB LOCA: 西屋的 AP1000 ANP 的 EPR 热工水力多尺度耦合模拟 系统 :RELAP5 部件 :FLICA 局部 :CFD 计算

15 非能动技术 严重事故缓解 自动卸压系统 Automatic Depressurization System, ADS 二次侧自动卸压系统 Secondary Automatic Depressurization System, SADS 物理热工耦合 其它问题 供水排汽余热排出系统 Feed and Bleed Residual Heat Removal System, FB-RHRS 反应堆冷却剂屏蔽泵 Canned Motor Pump: 无需轴封注水

16 主要内容 一 二代与在运机组二 二代加 三代与三代加设计三 四代与 ADS 四 其它

17 共性问题 超临界水堆 SCWR 超高温气冷堆 VHTR

18 共性问题 超临界水堆 SCWR 超高温气冷堆 VHTR 混合对流 ( 受浮力影响的流动和传热 )Mixed Convection (Buoyancy affected flow and heat transfer) 浮力对液态金属池式快堆的堆芯热量载出能力影响 浮力对燃料与冷却剂间传热影响 浮力对非能动安全系统的影响 流动稳定性 湍流模型 Turbulence Modeling 湍流模型对 CFD 的应用和准确度至关重要 多相 / 多部件流动 Multiphase/multi-component Flow 液态金属与水的反应的详细机理和传热行为 SCWR 瞬态条件下 拟临界点附近的两相流的详细机理和传热行为 其它 超临界压力下的临界流 流体 - 结构相互作用 燃料组件内交混 相似原理

19 共性问题 超临界水堆 SCWR 超临界水热物性变化与亚临界有较大区别, 特别是在拟临界温度附近变化剧烈 ; 虽不会出现沸腾临界, 但也存在传热恶化 HTD 现象 SCWR 堆芯冷却剂温升 250ºC 左右, 使得堆芯内冷却剂密度等物性参数变化很大 ; SCWR 堆芯出口温度高 (>500ºC); SCWR 热流密度高 ; SCWR 复杂流道几何 ; SCWR 紧密棒束排列 超高温气冷堆 VHTR SCWR 存在复杂的热工水力问题

20 SCWR 中的热工水力问题 : 共性问题 超临界水堆 SCWR 超高温气冷堆 VHTR (1) 超临界水热工水力实验需在高参数条件下开展, 现象复杂, 拟临界点附近实验数据准确测量难度较大 ; (2)SCWR 棒束流道内热工水力实验 ; (3) 传热恶化现象的实验研究 ; (4)SCWR 子通道分析 : 准确的换热和压降公式 交混系数的确定 ; (5) 棒束流动通道内超临界水流动和传热的 CFD 分析, 湍流模型研究

21 SCWR 中的热工水力问题 : 共性问题 超临界水堆 SCWR 超高温气冷堆 VHTR (6)SCWR 热工水力设计 : 尤其需考虑 SCWR 堆芯热工不确定性 ; (7) 启 停堆和功率变化等运行瞬变时的动态热工水力行为, 跨临界区的热工水力问题 ; (8) 流动稳定性问题 ; (9)SCWR 压力 流量 功率等控制, 特别是快谱 SCWR 的控制 ; (10) 安全系统设计 : 有效应对失流事故 LOCA 等设计基准事故

22 共性问题 超临界水堆 SCWR 超高温气冷堆 VHTR 固有安全性 Inherent Safety(1600 ) 氦气轮机和压缩机 Helium Turbine and Compressor 一回路放射性产物迁移 Transfer Phenomena of Fission Products in Primary Loop 热化学水解制氢工艺 Thermo-Chemical Water Decomposition Process 超高燃耗燃料设计 Very High Burn-up Fuel Design (150~200GWd/tHM) 制氢与发电混合工艺 Cogeneration of Electricity and Hydrogen

23 主要内容 一 二代及与运机组二 二代加 三代与三代加设三 四代与 ADS 四 其它

24 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其它思考

25 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其他思考 计算流体力学 CFD 方法越来越多地应用于反应堆热工水力计算分析中, 用于分析局部或复杂几何条件下详细流场和温度场分布 : 压水堆低泄漏堆芯上腔室和热管段三维流场和温度场 ; 压水堆堆芯下腔室三维流场, 压力分布以及堆芯入口流量分配 ; 稳压器波动管热分层三维流场和温度场 ; 燃料组件格架交混性能三维流场和温度场 ; 主管道安注斜接管等温横向射流问题 ;

26 计算流体力学问题 安全壳内氢气扩散 ; 乏燃料储存池内三维流场和温度场 ; CANDU 堆慢化剂排管容器内流动和传热 ; 学科交叉 热工水力计算分析方法 其他思考 AP1000 安全壳非能动冷却 ; 复杂几何堆芯三维计算 : 多孔介质法 两相流模型 湍流模型 ; 管壳式换热器数值计算分析 ; 流固耦合计算 : 流致振动分析 ; 等等

27 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其他思考 T&H 与水化学和放射化学结合 High Fuel Duty 引起的异物迁移和水垢引起的包壳腐蚀 T&H 与 3D 中子物理瞬态计算耦合 T&H 与 I&C 的结合 事故分析如何考虑数字仪控系统 (DCS) 影响, 包括控制系统 保护系统 保护整定点优化 仪表测量不确定性 堆芯控制策略 T&H 与 PSA 的结合 事件树 成功准则

28 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其他思考 传统的堆芯热工水力计算方法 : 子通道热工水力计算 : 考虑通道交混 ; 多孔介质法 : 基于 CFD 计算方法, 拟连续介质, 孔隙率 表面穿透率 分布阻力和分布热源 ; 可用于分析复杂堆芯 蒸汽发生器 热交换器等 计算流体力学 ( 数值传热学 ) 方法 : 离散方法 : 有限容积法 有限差分法 有限元法 ; 网格划分 : 直角坐标结构网格 贴体网格方法 非结构网格方法 自适应网格 ;

29 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其它思考 气液两相流 : 均相流模型 漂移流模型 两流体模型 ; 湍流模拟 : 湍流模型 大涡模拟 直接数值模拟 ; 数值算法 : 分离型算法, 如 SIMPLE 系列 Projection 算法, 等等 ; 耦合型算法 ; 模拟流体界面或两相界面运动的数值方法 : 界面追踪 Lagrange 方法 ; 界面捕捉 Euler 方法, 如 :Level set VOF MAC PIC 计算流体力学新方法 : 无网格方法 粒子法 格子 Boltzmann 方法, 等等

30 计算流体力学问题 学科交叉 热工水力计算分析方法 其它思考 热工流体专委会的更高效运作 反应堆热工流体专业人才的培养, 例如 夏季学校 邀请国际一流专家讲座 专业资质考试等 反应堆热工流体标准, 例如 自然循环能力 ( 二代 三代和四代 ) 安全裕度 纵深防御 国际影响 地位, 例如 专委会在 ICONE NURETH NUTHOS 等会议上定期做 Keynote 和 Plenary 大会发言 开发自主知识产权子通道 系统分析程序

31 谢谢!

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