基于CFD的棱柱型模块式高温气冷堆典型事故研究

作者：黄政; 周喆; 王贺南; 刘国明; 陈巧艳

来源：原子能科学技术, 2022, 56(12): 2543-2553.

• 高温气冷堆
• COMSOL
• 棱柱型燃料组件
• 丧失强迫冷却
• ATWS

为验证和评估棱柱型模块式高温气冷堆设计的固有安全性，需针对代表性事故工况开展计算分析。目前针对棱柱型堆芯的模块式高温气冷堆尚缺少专用的事故分析程序。本研究基于通用CFD程序COMSOL针对堆芯活性区域和压力容器建立三维模型，包括燃料和冷却剂通道、石墨慢化剂、侧反射层以及压力容器；非能动余热排出系统采用对流边界条件简化模拟。采用C++编写点堆模块求解中子动力学，并通过动态链接库(DLL)与COMSOL实现耦合。首先计算了正常运行工况下的稳定状态；然后以该结果作为初始条件，选取3个典型事故瞬态工况开展了数值模拟，包括未失压丧失强迫流动冷却(PLOFC)事故、未失压丧失强迫流动冷却且未能停堆(PLOFC+ATWS)事故以及反应性引入且未能停堆(RIA+ATWS)事故；最后针对压力容器壁与非能动余热排出系统的辐射发射率开展了敏感性分析。计算结果表明：在本文分析的事故条件下，燃料最高温度均低于安全限值(1 620℃)且具有较大的裕量，因此均能保证堆芯燃料结构的完整性。对于PLOFC事故，提高非能动余热排出系统的换热能力能显著缓解事故后果，但对于ATWS类事故影响趋势则正好相反，需进一步开展综合分析和模型验证。

• 单位
  中国核电工程有限公司