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原子能科学技术
原子能科学技术

万钢

月刊

1000-6931

yzk@ciae.ac.cn

010-69358024

102413

北京市275-65信箱

原子能科学技术/Journal Atomic Energy Science and TechnologyCSCD北大核心CSTPCDEI
查看更多>>本刊由中国原子能科学研究院主办，1959年创刊，国内外公开发行，全国性学术与技术兼顾的原子能类核心期刊，先后被美国工程信息公司《EI Compendex》数据库、美国化学文摘《CA》、日本《科学技术文献速报》、《中国科学引文数据库》、《中国学术期刊（光盘版）》、《方正Apabi电子期刊》、《中国科技期刊数据库》、《CEPS中文电子期刊服务》等收录，并已入网“万方数据——数字化期刊群”。主要刊登核科学技术方面具有创造性的科技成果，旨在促进核科学与技术方面的交流、核技术与其它科学技术间的交叉渗透，推动核科技在国民经济方面的应用。
正式出版
收录年代

    钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望

    杨红义薛秀丽周志伟林超...
    1797-1816页
    查看更多>>摘要：钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性，以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势，被认为是第四代核能系统的首选堆型，也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向，并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战，本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法，以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果，分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势，并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导，同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据，以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。

    钠冷快堆热工水力自然循环盒间流固有安全非能动安全固有热工流体安全性湍流模型

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    池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

    周志伟薛秀丽林超余新太...
    1817-1824页
    查看更多>>摘要：基于装量功率比约为1 t/MW 的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计，采用ERAC程序，对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下，反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明，从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应，需要较长时间，在千秒量级。在该段时间内，堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后，在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量，使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池，将其布置在热池时，热池温度及主容器壁温相对要低，这有利于主容器的温度控制，其效果要优于布置于冷池。另外，不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响，但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中，要充分利用固有热工流体安全特性，降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池，并缩小设备体积、降低散热功率设计值，或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等，以此大幅降低余热排出设备投入成本，降低反应堆运行成本，提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

    大功率快堆钠冷快堆自然循环余热排出固有安全热工流体安全特性盒间流

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    绕丝棒束组件过渡流摩擦阻力实验研究

    李虹锐薛秀丽周志伟曾泽华...
    1825-1832页
    查看更多>>摘要：绕丝棒束组件低流速下摩擦阻力是钠冷快堆堆芯热工水力研究的重点内容之一。通过对现有组件摩擦阻力系数公式应用于过渡流存在的问题、现有组件摩擦阻力实验在低流速时出现的不同摩擦阻力特性的分析讨论，以及对一个37棒组件低流速摩擦阻力的实验研究，提出了组件内流动的转捩特性和提高经验公式在低流速时计算准确性的有效策略。研究结果表明:绕丝棒束组件内流动转捩并不是同时发生，而是在部分子通道的局部先发生，随着流速的增加扩散到整个组件，只有当一定数量子通道都发生转捩时，棒束的平均摩擦阻力才会显著增加。绕丝棒束组件摩擦阻力系数公式应尽可能使用小的层流向过渡流转捩的临界Re和插值指数，使公式尽早开始转捩，并平滑向过渡流过渡。

    绕丝棒束摩擦阻力层流过渡流非能动余热排出

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    基于"一维系统+三维CFD"耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

    陆道纲宋海洁郭劲松赵海琦...
    1833-1843页
    查看更多>>摘要：池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式，提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中，系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径，难以准确模拟池内三维热工水力现象，如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高，且所需计算资源较大。为此本文开发了"一维系统+三维CFD"耦合方法，用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证，稳态工况关键位置参数相对误差小于3％，瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好，相对误差小于10％，验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法，开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析，识别了池内自然循环流动路径，揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

    "一维系统+三维CFD"耦合方法快堆非能动余热排出自然循环堆内直接余热排出系统

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    池式快堆一回路系统冷却剂自然循环行为研究

    程道喜张学锋杜开文翟伟明...
    1844-1858页
    查看更多>>摘要：为进一步认识池式快堆事故余热导出工况下冷却剂自然循环行为，建立了可视化平板水模型模拟反应堆一回路系统主要部件来开展自然循环试验，获得了堆芯、钠池以及各热交换器出口和入口的的温度响应和流场等数据。结果表明，在自然循环建立的最初阶段，堆芯出口温度受冷池的影响会有一个上升较慢的过程。试验中直接观测到了通过中间热交换器和堆芯组件盒间空间的自然循环流动。同时，热池内冷流体和堆芯出口热流体的相互作用，形成了热池内局部的冷却剂流动以及能够深入到组件内部的冷热交混作用;在堆芯出口较高温度流体和独立热交换器出口较冷流体的影响下，热池内形成了温度分层界面在堆芯出口高度附近的热分层。

    池式快堆自然循环事故余热导出热分层温度脉动

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    钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究

    林超高鑫钊周志伟余新太...
    1859-1865页
    查看更多>>摘要：钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式，小栅板联箱的压降影响组件的流量分配，进而影响堆芯的安全，因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配偏差的机理，提出了理论计算模型和堆芯组件优化设计的方法，并针对中国实验快堆(CEFR)堆芯进行了组件压降的优化设计，通过优化设计降低了 CEFR燃料组件流量分配负偏差。结果表明，在进行钠冷快堆堆芯热工水力设计时，需要结合实际堆芯布置分析组件压降设计值的优化方向，并进行敏感性分析，以确定组件的最优设计压降，将小栅板联箱压降对组件流量分配影响降低到最低程度。本文结果可为钠冷快堆堆芯热工水力设计提供参考。

    钠冷快堆堆芯小栅板联箱热工水力流量分配

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    上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究

    张熙司李新宇霍兴凯徐李...
    1866-1875页
    查看更多>>摘要：钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法，采用微扰理论对1000MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果，利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1 000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析，分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明，上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果，为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。

    钠冷快堆钠空泡反应性微扰理论MOX燃料无保护失流事故冷却剂沸腾

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    钠液面高度对氩气空间耦合传热特性影响的实验研究

    陆道纲冯佳琪王汉于宗玉...
    1876-1883页
    查看更多>>摘要：锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一，其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关，而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著，有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传热特性实验台架，开展了氩气空间传热特性实验研究，测量了锥顶盖、氩气空间和主泵支承的温度分布，阐明钠液面高度对传热特性的影响。实验结果表明，随着钠液面高度的增加，锥顶盖和氩气空间的温度随之升高，而且在高钠温时现象更加明显。此外，钠液面高度对主泵支承的温度分布和周向温差影响微弱。通过开展氩气空间钠液面高度对传热规律的影响研究，可为建立实验装置与原型反应堆之间的温度映射关系提供参考。

    钠冷快堆氩气空间自然对流传热辐射传热

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    基于FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的热工水力分析

    杨军叶尚尚王利霞
    1884-1892页
    查看更多>>摘要：FFTF LOFWOS Test#13是美国FFTF钠冷回路式快堆进行的无保护失流试验，目的是为了证明反应堆的固有安全特性。本文采用中国原子能科学研究院自主开发的FR-Sdaso程序参加了 IAEA策划发起的基于该试验的基准例题项目。利用FR-Sdaso程序将一回路主泵转速、二回路流量和空气热交换器出口钠温作为边界条件，建立了 FFTF基准例题模拟模型。计算结果与FFTF LOFWOS Test#13试验结果对比分析表明，FR-Sdaso程序能较好地预测无保护失流事故后反应堆功率以及一、二回路温度和流量的瞬态变化，自然循环阶段反应堆衰变功率计算值与试验值的最大相对偏差为-7。1％，一回路3个环路自然循环流量与初始稳态值的最大相对偏差为0。65％。对于第2排和第6排PIOTA组件，由于模拟中未考虑瞬态过程中堆芯功率分布变化和组件之间的传热，出口温度的计算值较试验测量值最大偏高25。5 ℃，计算结果更保守。FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的分析初步验证了程序堆芯和一、二回路热工水力模型的正确性。

    钠冷快堆FFTF基准例题系统分析程序FR-Sdaso程序验证

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    熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究

    刘雅鹏张大林陈宇彤林悦...
    1893-1901页
    查看更多>>摘要：钠冷快堆严重事故下，堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用，如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象，可能会导致堆芯的再临界，从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中，堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾，从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此，采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析，验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明:程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热，且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。

    钠冷快堆熔融燃料与冷却剂相互作用ACENA程序

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