铅铋快堆SGTR事故机理及模型研究
核工程与核技术资助企业: 上海核工程研究设计院有限公司
企业导师: 应秉斌
指导教师: 刘莉
项目成员: 吴淳熙,罗锦烨
项目概述
本毕设项目名称为“铅铋快堆SGTR事故机理及模型研究”,项目分别通过理论分析与数值模拟的方法对铅铋快堆SGTR事故后过冷水与高温液态铅铋发生相互作用引发蒸汽爆炸以及蒸汽泡随液态铅铋迁移进入堆芯两方面后果展开研究分析,以获得过冷水-液态铅铋相间传热模型及蒸汽爆炸机理与液态铅铋中气泡携带对堆芯带绕丝燃料组件热工水力性能的影响机理。项目获得的理论和数值模型能够为目前铅基快堆安全分析提供参考,具有一定的现实意义。
项目目标
对SGTR事故后高压过冷水冲击高温铅铋液态金属流动与传热过程进行理论研究,以水、蒸汽、液态金属形成的三相流体为研究对象,分析过冷水射流失稳破碎条件、形成液滴的大小,评估过冷水射流冲击高温铅铋合金相变引发蒸汽爆炸的风险。主要采用理论分析的方法;开展多绕丝固定7棒燃料组件在单相铅铋与铅铋-气泡两相条件下的流动及传热特性分析,获得液态铅铋中气泡携带对堆芯燃料组件热工水力的影响机理。主要采用计算流体力学与数值模拟方法。
项目成果
本项目采用理论分析的方法对铅铋快堆 SGTR 事故后高压过冷水与高温液态铅铋发生相互作用引发蒸汽爆炸的过程开展机理研究,建立了高压过冷水从破口射流进入液态铅铋失稳破碎理论模型,以及破碎形成离散小液滴受热蒸发导致蒸汽膨胀的理论模型。采用数值模拟的方法分别对多绕丝单螺距7棒束组件流域及双螺距单棒环状外流域在液态铅铋携带气泡的情况下进行了模拟与热工水力分析,与单相铅铋计算结果形成对比,并深入探究得出了入口温度、速度、含气率及气泡粒径对组件热工水力性能的影响规律。