钠冷快堆堆芯解体事故下堆容器冲击失效及冷却剂泄放特性研究

The core disruptive accident (CDA) of the pool-type sodium-cooled fast reactor (SFR) would cause the coolant impact behavior, which damages the integrity of reactor vessel (RV), resulting in coolant ejection and posing a threat to radioactivity release. The coolant impact, accompanied with strong mechanical load by temperature and pressure transient, boundary failure and coolant discharge, involving the synergistic effect of reactor physics, thermal hydraulics and mechanics, are three-dimensional, multi-phase sequential processes with multi-field coupling. Firstly, a three-dimensional numerical simulation based on MPS (Moving Particle Semi-implicit) method will be developed to analyze the transient flow field distribution characteristics of sodium-argon mixture during coolant impact process of CDA. Afterwards, a three-dimensional thermal-mechanical bidirectional fluid-solid coupling method under stress load induced by temperature and pressure will be employed, to explore the failure mechanism of coolant boundary. Finally, the mechanism models will be established for the two-phase discharge of sodium-argon mixture through narrow gap, and the discharge characteristics will be obtained. Therefore, this project aims at developing independent intellectual property rights of a multi-physics and multi-scale coupling technology for the impact failure and coolant discharge process. The key parameters transients during the CDA will be deeply explored. This project can provide theoretical foundation for the development of refined severe accident analysis program and the safety evaluation of reactor structure integrity under severe accidents.

池式钠冷快堆堆芯解体事故引起的冷却剂冲击行为会破坏反应堆容器的完整性，导致冷却剂泄放并造成放射性泄漏威胁。冷却剂对堆容器的高能冲击伴随温压瞬变引起的强载荷下边界失效、窄隙内泄放等现象，涉及堆物理-热工-机械因素协同作用，是多相态、跨尺度、多物理场耦合的序列复杂过程。本项目首先建立堆芯解体事故下冷却剂冲击过程的移动粒子半隐式(MPS)三维数值模拟方法，基于粒子法的相界面捕捉独特优势获得该过程液钠-氩气两相三维流场的动态分布特性；进一步开发流体温压应力载荷下三维热工-机械双向流固耦合方法，揭示冷却剂边界冲击失效机制；建立窄隙通道内液钠-氩气两相泄放率预测机理模型，获得一次侧冷却剂泄放丧失规律。本研究可形成具有自主知识产权的堆容器冲击失效及泄放过程多物理场跨尺度耦合分析技术，深入揭示钠冷快堆堆芯解体事故后期的关键参数影响规律，为开发精细化的严重事故分析程序及评估极端事故下反应堆结构安全提供支持。

钠冷快堆具有冷却剂沸点高、安全性好等优势，已成为第四代核能系统最具有应用前景的堆型之一。然而钠冷快堆在发生堆芯解体事故（Core Disrupt Accident，CDA）后可能造成流经堆芯的液钠沸腾，进而形成高能气腔膨胀推动上方的液钠，在极短时间内对主容器结构造成冲击失效的安全隐患。本研究以池式钠冷快堆为研究对象，以堆芯解体事故导致的堆芯部位液态钠快速蒸发形成高能高压的气腔为开始，针对池式钠冷快堆堆芯解体事故后顶部屏蔽盖区域，基于FLUENT的VOF模型开发了钠冷快堆堆芯解体事故后热池的三维热工水力分析方法，对日本示范快堆堆芯解体事故实验研究进行了模拟计算，验证了所开发的三维计算方法对钠冷快堆堆芯解体事故后顶部屏蔽盖受到液钠及氩气冲击失效的模拟能力和准确性。以中国实验快堆为例，利用FLUENT与ABAQUS软件以及三维模型双向流固耦合的多尺度工具对堆芯解体事故后顶部屏蔽盖受冲击导致密封失效的情况进行了模拟分析。在合理简化的基础上，建立了大空间跨尺度的复杂堆容器三维模型并划分一体化且平滑过渡的非结构化网格，预测了事故瞬态过程中顶部屏蔽盖的受力、形变等参数，对顶部屏蔽盖形变可能产生的泄漏流道进行了多方面的研究。通过本研究掌握了堆芯解体事故后期堆容器内的流场分布特性，获得了堆芯解体事故全堆尺度下顶部屏蔽盖密封失效机理，提升了对严重事故可能对钠冷快堆堆容器造成的影响的认知水平，可为池式钠冷快堆堆芯解体事故相关研究提供技术和结果参考。

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