【科研团队展示】核反应堆热工水力

研究方向简介

      核能工程学科下属反应堆物理热工水力研究团队长期从事堆芯反应堆物理计算相关基础研究和工程应用工作，涵盖核反应数据评估及使用、先进中子输运算法开发、核反应堆物理分析与工程设计、数字化反应堆及软件研发、高保真反应堆物理数值模拟、高性能计算及先进数值算法应用、数据同化等。

      设计并搭建了超临界水回路实验台架，并依托该台架开展了两相混合物传热特性研究、环形通道内亚临界及超临界临界热流密度测试、流动稳定性研究、棒束通道截面含气量及临界热流测量、小破口临界流量实验研究、单相流动阻力与换热特性研究、过冷沸腾起始点测定、干涸点测定、强迫循环流动不稳定性研究等。

【成果1】严重事故下堆芯及结构物熔融过程三维瞬态数值模拟方法

建立了真实压水堆核电厂堆芯及维护结构在严重事故时熔融过程的三维瞬态数值模拟方法。采用大空间自然对流换热和相邻十六棒辐射换热模型，求解瞬态导热微分方程，计算事故发生后堆芯温度发展及熔融过程；建立了动态烧蚀模型，以模拟堆芯熔融后不断积累的堆芯熔融物对下支承板的烧蚀作用和烧蚀区域的动态演化过程。建立的三维瞬态数值模拟方法可精细化研究和分析堆芯传热、温度场分布及严重事故下堆芯及结构物熔融过程，已发表系列论文6篇，对核反应堆严重事故分析及核电安全具有重要意义。

            

                            图1. 核反应堆堆芯及结构物熔融过程三维瞬态数值模拟模型及结果举例

 

 

【成果2】临界热流密度的比例模化

临界热流密度比例模化是采用模化流体替代高温高压水进行临界热流密度实验的理论基础。中法核工程与技术学院核反应堆热工水力与安全分析团队针对已有临界热流密度比例模化准则精度低、适用范围有限、非常依赖经验数据等缺陷，从流体等比例准则出发，结合汽泡动力学、两相沸腾传热等理论建立了一套适用范围较广的临界热流密度比例模化准则，从而使临界热流密度比例模化的精度从30%左右提高至20%。

            

                                                 图2. 临界热流密度比例模化准则

 

 

【成果3】堆芯三维功率分布在线重构方法

中法核工程与技术学院热工水力与安全分析团队针对压水堆堆芯研发了基于本征正交分解的堆芯三维功率分布在线重构方法，包括本征正交基本征正交系数计算、堆芯功率分布在线重构、重构值不确定度量化、展开阶数优化、本征正交分解样本优化等多种技术为一体，发表系列论文4篇，申请中国发明专利2项。相较于其他堆芯功率分布在线重构方法，本征正交分解法无需频繁更新堆芯功率分布预测值，整个循环中只需一组本征正交基，对堆芯状态频繁改变的工况更具有适用性。

            

                                        图3  本征正交分解法堆芯功率分布在线重构最大误差

 

 

【成果4】ITER包层与偏滤器系统的氚输运与安全分析

针对国际热核聚变实验堆（ITER计划）的氚安全问题，承担了ITER氚增殖包层窗口单元及其附属系统的氚分析任务，包含“ITER Task 2016: Tritium Management for ITER TBM PC”，“ITER Task 2017: Tritium Management for PC，Dummy TBM & Connection Pipes”两个task。为ITER首次系统构建了增殖包层系统的氚动态渗透、滞留及空间扩散的三维模型，全面评估了ITER 维修期间的职业辐照剂量（ORE），为ITER增殖包层窗口单元的氚包容与防护设计提出了建议与指导，发表系列论文与ITER报告多篇。2018年，由科技部聚变中心提名，入选ITER Scientist Fellow人才项目。

           

                                     图4. ITER包层与偏滤器系统的氚输运与安全分析工作举例

 

 

【成果5】紧凑式蒸汽发生器热工水力特性分析

针对紧凑式直流蒸汽发生器（螺旋管和直管）热工水力特性，分别建立了基于RELAP5程序再开发和自编程分析程序的精细化三维数值模拟方法，可实现蒸汽发生器内流场与温度场耦合求解、直流蒸汽发生器二次侧不同换热模式的精细模拟（捕捉过冷段、沸腾段和过热段长度）、反应低负荷下的流动不稳定现象、典型热工水力特性分析等独特功能。研究成果已在本领域权威期刊上发表系列论文3篇，建立的研究方法为小型堆紧凑式蒸汽发生器的热工水力设计和安全分析提供了的理论工具。

            

                               图5. 紧凑式蒸汽发生器热工水力分析模型及计算结果举例

 

 

【成果6】强化沸腾换热及提高临界热流密度方法研究

强化沸腾换热能力、提高沸腾现象的临界热流密度（CHF）对核反应堆系统安全运行及发展新型核反应堆安全保障技术至关重要。中法核工程与技术学院热工水力与安全分析团队在强化沸腾换热及提高CHF方法方面取得了创新性研究进展，采用改变流体物性方法获得了池沸腾和流动沸腾换热及CHF显著强化的效果，采用射线辐照法等表面改性方法改变不同材料加热面润湿特性或表面形貌特性，获得了强化流动沸腾换热、提高加热面朝下流动沸腾CHF的效果，已发表系列研究论文4篇。研究结果对优化堆芯熔融物滞留（IVR）策略，提高压水堆安全性具有重要意义。

            

                       图6. 改变流体物性及加热面表面改性法强化沸腾换热及提高临界热流密度

 

 

【成果7】超临界水堆热工水力特性研究

为了满足全系统启动分析的要求，以超临界水堆（SCWR）瞬态分析程序SCTRAN为基础，建立了包括再循环回路和热力循环回路的完整启动模型，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，设计了启动过程的控制系统。为分析SCWR在启动过程中的流动不稳定性，提出了适用于亚临界和超临界工况的三区模型，在考虑核热耦合的基础上，采用频域法得到SCWR堆芯的不稳定边界。已发表系列论文6篇。建立的SCWR全系统模型是超临界水堆的启动过程和启动过程事故分析的基础，自主设计的启动过程安全触发信号能够触发安全系统有效快速的投入使用，保证堆芯安全。

            

                                       图7. 超临界水堆完整启动过程的热工水力特性分析

 

 

【成果8】聚变系统燃料循环与辐射环境评价

世界上可用氚资源稀少且价格昂贵，难以供给未来商业聚变堆所需，实现聚变堆氚燃料的自给自足是目前聚变发展待解决的关键问题。聚变系统大量级的氚盘存量（数千克）也对环境及公众安全提出了新的威胁。中法核工程与技术学院热工水力与安全分析团队系统评价了聚变系统燃料启动、氚自持、潜在氚释放的环境影响及公众后果。相关研究成果发表包含中科院大类1区、期刊封面论文在内的SCI论文3篇，受邀在亚太氚科学会议、中国辐射防护学会年会等国际国内会议作主题报告，获亚太氚科学“Young Researcher Award”表彰。

            

                               图8. 聚变堆燃料循环及氚环境影响模型的开发与应用研究

 

 

【成果9】新型非能动自然循环余热排出系统

针对自然循环系统弱驱动力的问题，基于热电转换原理对原系统进行了设计改善。建立了所设计系统的模型，自主开发了该系统的热工水力分析程序，优化了系统的设计参数，对系统性能进行了仿真。仿真结果表明，采用所设计的循环冷却系统，可以显著提高系统的动力转换效率及流体驱动力，并将系统的传热能力提高30-50%。同时，系统的驱动力由系统内部能量转换得到，从而保持了系统不需要外部能量的非能动特性。该新型自然循环余热排出技术对先进核反应堆非能动的安全系统设计具有重要参考价值。

            

                                            图9. 新型非能动自然循环系统性能分析