一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出工況下CEFR鈉池三維瞬態(tài)熱工特性數(shù)值模擬

趙海琦，陸道綱，殷　晶，梁江濤，楊　軍，郭忠孝，張鈺浩,*

一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出工況下CEFR鈉池三維瞬態(tài)熱工特性數(shù)值模擬

趙海琦1,2，陸道綱1,2，殷晶1,2，梁江濤1,2，楊軍3，郭忠孝3，張鈺浩1,2,*

（1. 華北電力大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院，北京 102206；2. 北京市非能動(dòng)安全重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，北京 102206；3. 中國(guó)原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出是池式鈉冷快堆的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之一，有必要對(duì)該工況下鈉池內(nèi)的熱工特性進(jìn)行分析。由于鈉池整體尺寸大，難以開展實(shí)驗(yàn)研究，通常采用數(shù)值模擬的方法進(jìn)行研究。因此，本研究基于計(jì)算流體動(dòng)力學(xué)（CFD）方法，開展了該工況下CEFR鈉池三維瞬態(tài)數(shù)值模擬，得到在一回路泵惰轉(zhuǎn)、返流和非對(duì)稱余熱排出作用下鈉池內(nèi)三維瞬態(tài)流動(dòng)、溫度分布以及堆芯出口溫度、中間熱交換器（IHX）進(jìn)出口溫度等關(guān)鍵參數(shù)。計(jì)算結(jié)果表明，故障環(huán)路中泵、IHX存在返流現(xiàn)象。在900 s內(nèi)，堆芯出口溫度降至394.9 ℃。正常環(huán)路IHX出口溫度在400 s左右達(dá)到最大值360.5 ℃，隨后逐漸降低。故障環(huán)路IHX出口溫度先下降后上升，900 s時(shí)接近364.3 ℃。具有余熱排出的環(huán)路具有事故緩解能力，鈉池整體溫度沒有明顯升高。研究結(jié)果能夠?yàn)橐换芈芬慌_(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出事故下池式鈉冷快堆安全分析提供參考。

中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）；一回路一臺(tái)泵停運(yùn)；單環(huán)路余熱排出；三維數(shù)值模擬

鈉冷快堆是第四代先進(jìn)反應(yīng)堆中研發(fā)進(jìn)展最快、最接近滿足商業(yè)核電廠需要的堆型，因其在固有安全性等方面的優(yōu)勢(shì)，得到了世界各國(guó)的重視[1]。中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆（CEFR）是“863計(jì)劃”能源領(lǐng)域重點(diǎn)項(xiàng)目，是我國(guó)核能“熱堆、快堆、聚變堆”三步走戰(zhàn)略中的重大步驟[2]。事故分析對(duì)于鈉冷快堆的安全穩(wěn)定運(yùn)行具有重要意義。

CEFR鈉池整體尺寸大、內(nèi)部構(gòu)件繁多，尤其是冷鈉池內(nèi)設(shè)置了大量支承肋板、隔板，一回路流動(dòng)非常復(fù)雜，難以開展相關(guān)整體化的實(shí)驗(yàn)研究。鈉冷快堆核電廠系統(tǒng)瞬態(tài)分析的主要技術(shù)工具為系統(tǒng)分析程序，一般將一回路系統(tǒng)處理為一維模型，通過耦合求解從而定量表征瞬態(tài)特征[3]，難以捕捉鈉池內(nèi)復(fù)雜瞬態(tài)熱工特性。Du等[4]獨(dú)立開發(fā)了池式鈉冷快堆三維瞬態(tài)分析程序NUSOL-LMR-3D，并將其應(yīng)用于CEFR全廠斷電事故的瞬態(tài)模擬，在建模方面僅將熱鈉池模擬為三維部件，大多數(shù)部件模擬為一維部件。為分析鈉池內(nèi)詳細(xì)的三維瞬態(tài)熱工特性常采用數(shù)值模擬的方法[5]?，F(xiàn)有CEFR的三維數(shù)值模擬研究大多數(shù)集中在局部構(gòu)件上，比如柵板聯(lián)箱[6]、堆芯組件[7]、泵支承[8]、獨(dú)立熱交換器（DHX）[9]等。近些年來，一些學(xué)者開展了CEFR整體模擬計(jì)算。馮預(yù)恒等[10]建立冷鈉池模型分析了額定功率穩(wěn)態(tài)工況下冷鈉池的溫度分布。張鈺浩等[11]在冷鈉池基礎(chǔ)上考慮熱鈉池，為冷鈉池計(jì)算提供更接近實(shí)堆運(yùn)行工況的邊界條件，獲得CEFR在額定功率穩(wěn)態(tài)工況下冷鈉池及其堆內(nèi)構(gòu)件三維熱工參數(shù)。Xia等[12]對(duì)蒸汽發(fā)生器失給水事故工況下CEFR冷熱鈉池三維瞬態(tài)計(jì)算，發(fā)現(xiàn)在冷池垂直方向上存在特殊的“熱-冷-熱-冷”溫度分布。Tang等[13]對(duì)一回路一臺(tái)泵卡軸事故下CEFR非對(duì)稱流動(dòng)特性進(jìn)行了數(shù)值模擬計(jì)算，為池式鈉冷快堆非對(duì)稱事故工況模擬提供經(jīng)驗(yàn)。一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出是池式鈉冷快堆的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之一，它導(dǎo)致了堆內(nèi)特殊的不對(duì)稱三維熱工分布，可能對(duì)鈉池內(nèi)部的構(gòu)件造成一定影響，有必要對(duì)該工況下鈉池內(nèi)的熱工特性進(jìn)行分析，目前對(duì)于該事故發(fā)生后鈉池內(nèi)部三維瞬態(tài)研究較少。

本研究基于計(jì)算流體動(dòng)力學(xué)（CFD）方法，以CEFR為研究對(duì)象，建立全尺寸的鈉池模型，開展一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出工況下三維瞬態(tài)熱工特性數(shù)值模擬，得到在一回路泵惰轉(zhuǎn)、返流和非對(duì)稱余熱排出作用下鈉池內(nèi)三維瞬態(tài)流動(dòng)、溫度分布以及堆芯出口溫度、中間熱交換器（IHX）進(jìn)出口溫度等關(guān)鍵參數(shù)，研究結(jié)果能夠?yàn)槌厥解c冷快堆一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出事故的安全分析提供參考。

1　計(jì)算模型及網(wǎng)格劃分

以典型池式鈉冷快堆CEFR為研究對(duì)象，結(jié)構(gòu)如圖1所示[14]。CEFR一回路系統(tǒng)非常復(fù)雜，由兩條環(huán)路并聯(lián)而成。每條環(huán)路由1臺(tái)一回路鈉循環(huán)泵、2臺(tái)IHX以及壓力管部件等組成。主容器是一回路主冷卻劑系統(tǒng)冷卻劑鈉的第一道邊界，主容器內(nèi)部有一個(gè)內(nèi)池，其中包括冷鈉池、熱鈉池由堆內(nèi)支承板分隔開。

圖1　CEFR結(jié)構(gòu)示意圖

額定功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)CEFR主容器冷卻劑流體過程如圖2所示[14]。鈉池中大部分冷卻劑鈉都要經(jīng)歷“泵吸入口—壓力管—柵板聯(lián)箱—堆芯—熱鈉池—IHX—冷鈉池—泵吸入口”的鈉循環(huán)過程。主循環(huán)泵吸入口位于冷鈉池內(nèi)，將冷鈉吸入泵體內(nèi)，然后冷卻劑經(jīng)葉輪加壓后從葉輪出口進(jìn)入壓力管，壓力管連接到柵板聯(lián)箱，進(jìn)入柵板聯(lián)箱后通過流量分配流入反應(yīng)堆堆芯，帶走堆芯熱量。從堆芯流出的鈉流入4臺(tái)IHX進(jìn)行冷卻，從IHX出口流出后，被吸入冷鈉池的主泵吸入口，構(gòu)成一組循環(huán)流動(dòng)。

圖2　CEFR流動(dòng)示意圖

采用ICEM對(duì)CEFR堆容器及堆內(nèi)構(gòu)件進(jìn)行全尺寸建模，網(wǎng)格劃分。CEFR鈉池整體尺寸大，內(nèi)部包含許多窄流道、薄壁厚，整體采用非結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格劃分，網(wǎng)格數(shù)量巨大，難以開展瞬態(tài)計(jì)算。在網(wǎng)格劃分過程中采用模塊化網(wǎng)格劃分的創(chuàng)新方法，根據(jù)結(jié)構(gòu)特點(diǎn)和流動(dòng)特性，將CEFR堆容器及堆內(nèi)構(gòu)件整體模型分為冷鈉池、熱鈉池和主容器冷卻系統(tǒng)等多個(gè)模塊，根據(jù)各模塊特點(diǎn)單獨(dú)進(jìn)行網(wǎng)格劃分。冷鈉池中布置了許多不規(guī)則結(jié)構(gòu)，比如肋板、壓力管等，采用非結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格劃分。熱鈉池、主容器冷卻系統(tǒng)等結(jié)構(gòu)相對(duì)規(guī)則，采用結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格進(jìn)行劃分。在FLUENT中將各模塊采用interface進(jìn)行連接，開展相關(guān)穩(wěn)態(tài)、瞬態(tài)計(jì)算。

關(guān)鍵模塊的網(wǎng)格劃分示意圖如圖3所示。前期已經(jīng)開展了網(wǎng)格敏感性分析[15]，建立了1 600萬(wàn)、2 100萬(wàn)、3 400萬(wàn)的網(wǎng)格開展?jié)M功率穩(wěn)態(tài)計(jì)算，2 100萬(wàn)的結(jié)果接近3 400萬(wàn)，但與1 600萬(wàn)的結(jié)果有一定差異，考慮到計(jì)算精度與經(jīng)濟(jì)性，最終網(wǎng)格數(shù)量為2 100萬(wàn)。

圖3　關(guān)鍵模塊網(wǎng)格劃分示意圖

圖3　關(guān)鍵模塊網(wǎng)格劃分示意圖（續(xù)）

2　計(jì)算工況及計(jì)算設(shè)置

2.1　計(jì)算工況

選取CEFR B類設(shè)計(jì)瞬態(tài)工況中一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出工況為瞬態(tài)計(jì)算工況[16]。當(dāng)一回路一臺(tái)鈉循環(huán)泵停運(yùn)時(shí)，一回路中兩個(gè)環(huán)路中鈉循環(huán)泵的轉(zhuǎn)速都會(huì)降低，但兩臺(tái)鈉循環(huán)泵惰轉(zhuǎn)的過程存在不對(duì)稱性。在本文中，對(duì)于停運(yùn)的鈉循環(huán)泵所在環(huán)路稱為故障環(huán)路，相比之下另一條環(huán)路稱為正常環(huán)路。

滿功率穩(wěn)態(tài)關(guān)鍵輸入條件如下[14]：

（1）堆芯熱功率65 MW；

（2）每臺(tái)IHX冷卻功率16.25 MW；

（3）每臺(tái)DHX冷卻功率0.052 5 MW；

（4）堆芯流量301 kg/s；

（5）主容器冷卻系統(tǒng)流量40 kg/s。

采用一維系統(tǒng)分析程序計(jì)算結(jié)果作為瞬態(tài)輸入，瞬態(tài)計(jì)算的相對(duì)功率、流量輸入曲線如圖4所示[5]，其中以穩(wěn)態(tài)值為1。

圖4　瞬態(tài)變化

事故發(fā)生后，反應(yīng)堆會(huì)觸發(fā)緊急停堆，堆芯的熱功率從初始穩(wěn)態(tài)功率迅速下降，并在短時(shí)間內(nèi)降至低功率水平。故障環(huán)路中的IHX運(yùn)行約160 s，由初始穩(wěn)態(tài)冷卻功率降低至零功率，而正常環(huán)路中的兩臺(tái)IHX可以長(zhǎng)時(shí)間運(yùn)行，冷卻功率也呈現(xiàn)下降趨勢(shì)，但下降速率較慢，900 s時(shí)單臺(tái)IHX冷卻功率約為4.3 MW，約為初始穩(wěn)態(tài)冷卻功率的26.48%。隨著事故進(jìn)程，每臺(tái)DHX冷卻功率逐漸增加至0.525 MW。

故障環(huán)路泵流量在50 s降低到0，故障環(huán)路泵開始出現(xiàn)“返流現(xiàn)象”，即來自正常環(huán)路泵的流量一部分進(jìn)入堆芯冷卻，另一部分通過故障環(huán)路壓力管和故障泵返流到故障環(huán)路（返流流量用負(fù)值表示，表示流出）。正常環(huán)路泵流量降低得更慢，最終在廠內(nèi)電源的支持下維持約初始狀態(tài)36%的流量，故障環(huán)路泵的返流流量也達(dá)到穩(wěn)定。

2.2　計(jì)算設(shè)置

采用計(jì)算流體力學(xué)軟件FLUENT進(jìn)行邊界條件設(shè)置和相關(guān)計(jì)算，計(jì)算時(shí)長(zhǎng)為900 s。關(guān)鍵計(jì)算設(shè)置包括求解模型、邊界條件、時(shí)間步長(zhǎng)等。

選取鈉池內(nèi)關(guān)鍵區(qū)域處的雷諾數(shù)進(jìn)行評(píng)估，雷諾數(shù)計(jì)算公式為[17]：

式中：——雷諾數(shù)；

——流速；

——水力直徑；

在FLUENT添加用戶自定義函數(shù)（UDF）可以實(shí)現(xiàn)邊界條件的變化。根據(jù)瞬態(tài)輸入編寫UDF程序添加到FLUENT中實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯、IHX等功率、堆內(nèi)流量的瞬態(tài)變化，使得模擬更具有合理性。

模型相關(guān)區(qū)域中調(diào)用UDF中體積功率函數(shù)：

（1）堆芯區(qū)域；

（2）IHX區(qū)域；

（3）DHX區(qū)域。

模型入口調(diào)用UDF中質(zhì)量流量函數(shù)：

（1）主循環(huán)泵出口（質(zhì)量流量入口）；

（2）主容器冷卻系統(tǒng)入口（質(zhì)量流量入口）。

模型出口：主循環(huán)泵吸入口（壓力出口）。

由于主要分析鈉在鈉池中整體的流動(dòng)特性，柵板聯(lián)箱、堆芯、IHX等內(nèi)部的詳細(xì)流動(dòng)對(duì)鈉池內(nèi)部整體流動(dòng)影響很小，在模型中進(jìn)行簡(jiǎn)化，計(jì)算中采用多孔介質(zhì)模型進(jìn)行模擬，開展不同流量下的數(shù)值試驗(yàn)獲得相關(guān)多孔介質(zhì)參數(shù)。

瞬態(tài)計(jì)算時(shí)間步長(zhǎng)的選取綜合考慮計(jì)算精度及經(jīng)濟(jì)性，如表1所示。在事故初始的瞬態(tài)計(jì)算中，堆芯功率等邊界條件變化劇烈，為保證計(jì)算精度，時(shí)間步長(zhǎng)選取為0.01 s，隨著事故進(jìn)程，相關(guān)參數(shù)變化放緩，考慮到計(jì)算經(jīng)濟(jì)性，逐漸放大時(shí)間步長(zhǎng)，最大時(shí)間步長(zhǎng)不超過0.2 s。

表1　瞬態(tài)計(jì)算各階段時(shí)間步長(zhǎng)

3　計(jì)算結(jié)果分析

3.1　流動(dòng)分布

關(guān)鍵時(shí)刻鈉池內(nèi)流動(dòng)分布如圖5所示。

堆芯出口流出的熱流體由于熱浮升力的作用向熱鈉池上部流動(dòng)。隨著事故進(jìn)程，堆芯出口流體溫度下降，流體向上流動(dòng)現(xiàn)象變得不明顯，逐漸出現(xiàn)了流體在熱鈉池中部攪混的現(xiàn)象。

在泵惰轉(zhuǎn)階段，池內(nèi)流動(dòng)路徑與額定功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行時(shí)類似，呈現(xiàn)“泵吸入口—壓力管—柵板聯(lián)箱—堆芯—熱鈉池—IHX—冷鈉池—泵吸入口”的鈉循環(huán)過程。

當(dāng)故障環(huán)路泵停運(yùn)之后，正常環(huán)路除了上述鈉循環(huán)過程，也還存在“正常環(huán)路泵吸入口—壓力管—柵板聯(lián)箱—故障環(huán)路泵—故障環(huán)路IHX—熱鈉池—正常環(huán)路IHX—冷鈉池—正常環(huán)路泵吸入口”的鈉循環(huán)過程。故障環(huán)路泵不再吸入故障環(huán)路附近冷鈉池流體，來自正常環(huán)路的冷卻劑通過壓力管到達(dá)柵板聯(lián)箱后部分經(jīng)流量分配后進(jìn)入堆芯，另一部分通過壓力管返流到故障環(huán)路。故障環(huán)路泵下部冷鈉池區(qū)域局部壓力升高，故障環(huán)路兩臺(tái)IHX也出現(xiàn)“返流現(xiàn)象”，即故障環(huán)路IHX出口吸入冷池流體向上流動(dòng)從入口流出到熱鈉池，部分入口流出流體在熱鈉池中流動(dòng)，被正常環(huán)路IHX入口吸入再次回到冷鈉池。

圖5　關(guān)鍵時(shí)刻鈉池內(nèi)流動(dòng)分布

3.2　溫度分布

關(guān)鍵時(shí)刻中心截面溫度分布如圖6所示。堆芯出口平均溫度隨時(shí)間變化曲線如圖7所示。

在發(fā)生事故的前5 s，通過兩臺(tái)泵吸入進(jìn)入堆芯的流量迅速下降，堆芯流量下降速率大于功率下降速率，堆芯出口平均溫度短時(shí)間內(nèi)上升，最高達(dá)到 535.3 ℃。隨著堆芯功率迅速下降，堆芯出口平均溫度也呈現(xiàn)下降趨勢(shì)，在900 s內(nèi)，堆芯出口溫度降至394.9 ℃。

圖6　關(guān)鍵時(shí)刻鈉池中心截面溫度分布

圖7　堆芯出口平均溫度變化

主循環(huán)泵布置在熱鈉池中，熱鈉池通過泵支承壁面導(dǎo)熱對(duì)泵內(nèi)部流體有一定的加熱。當(dāng)故障環(huán)路泵轉(zhuǎn)速惰轉(zhuǎn)為0后，故障環(huán)路泵不再吸入冷鈉池的鈉，泵內(nèi)部以及下部附近冷鈉池區(qū)域存在熱分層現(xiàn)象，而正常環(huán)路泵還在吸入冷鈉池的冷鈉，冷熱流體攪混，泵體附近熱分層現(xiàn)象不是很明顯。

在正常環(huán)路、故障環(huán)路分別取一條監(jiān)測(cè)線分析關(guān)鍵時(shí)刻高度方向上溫度分布，如圖8所示。

圖8　監(jiān)測(cè)線位置及溫度分布

在故障環(huán)路泵停運(yùn)后，泵吸入口下部冷鈉池區(qū)域存在溫度的非對(duì)稱分布，相同高度下故障環(huán)路泵下部區(qū)域溫度略高于正常環(huán)路泵下部區(qū)域溫度。隨著事故進(jìn)程，熱鈉池上部溫度下降，冷鈉池下部溫度上升，鈉池沿高度方向溫度梯度變小，溫度分布更為均勻。

關(guān)鍵時(shí)刻IHX截面溫度分布如圖9所示。

IHX 出入口平均溫度隨時(shí)間變化曲線如圖 10所示。

泵惰轉(zhuǎn)階段，正常環(huán)路、故障環(huán)路IHX溫度差異不大。故障環(huán)路泵返流階段，隨著時(shí)間的增加冷鈉池中越來越多的鈉通過故障環(huán)路IHX向上返流，使得故障環(huán)路IHX中的溫度降低，400 s后大量冷鈉進(jìn)入熱鈉池，熱鈉池整體溫度逐漸降低，進(jìn)入正常環(huán)路IHX的流體平均溫度也隨之降低，在正常環(huán)路IHX維持一定功率下冷卻后正常環(huán)路IHX平均出口溫度降低。在一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出事故發(fā)生后900 s內(nèi)，鈉池整體溫度沒有明顯升高，在池式鈉冷快堆設(shè)計(jì)溫度范圍內(nèi)（250～600 ℃）[19]，池內(nèi)主要依靠正常環(huán)路IHX進(jìn)行余熱排出，DHX余熱排出效果有限。

圖9　關(guān)鍵時(shí)刻鈉池IHX截面溫度分布

圖10　IHX出入口平均溫度變化

正常環(huán)路IHX出口溫度在400 s左右達(dá)到最大值360.5 ℃，隨后逐漸降低。故障環(huán)路IHX出口溫度先下降后上升，900 s時(shí)接近364.3 ℃。

4　結(jié)論

本研究基于CFD方法，以CEFR研究對(duì)象，開展一回路一臺(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出典型非對(duì)稱工況下三維瞬態(tài)熱工特性數(shù)值模擬，得到如下結(jié)論：

（1）計(jì)算可以模擬出CEFR在該工況下正常環(huán)路與故障環(huán)路間的非對(duì)稱流動(dòng)現(xiàn)象，即故障環(huán)路主泵、IHX的返流現(xiàn)象。

（2）隨著事故進(jìn)程，堆芯出口流出流體向上流動(dòng)現(xiàn)象變得不明顯，逐漸出現(xiàn)流體在熱鈉池中部攪混的現(xiàn)象。故障環(huán)路泵停運(yùn)后，池內(nèi)還存在另一種特殊的“正常環(huán)路泵吸入口—壓力管—柵板聯(lián)箱—故障環(huán)路泵—故障環(huán)路IHX—熱鈉池—正常環(huán)路IHX—冷鈉池—正常環(huán)路泵吸入口”的鈉循環(huán)過程。

（3） 900 s內(nèi)，堆芯出口溫度降至394.9 ℃。正常環(huán)路IHX出口溫度在400 s左右達(dá)到最大值360.5 ℃，隨后逐漸降低。故障環(huán)路IHX出口溫度先下降后上升，900 s時(shí)接近364.3 ℃。具有余熱排出的環(huán)路具有事故緩解能力，可以確保堆芯冷卻，鈉池內(nèi)整體溫度沒有明顯升高，低于池式鈉冷快堆設(shè)計(jì)溫度限值。

本研究方法可以用于池式鈉冷快堆其他設(shè)計(jì)瞬態(tài)工況的計(jì)算，研究結(jié)果能夠?yàn)橐换芈芬慌_(tái)泵停運(yùn)-單環(huán)路余熱排出事故下池式鈉冷快堆安全分析提供參考。

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Three-dimensional Numerical Simulation on Transient Thermal Characteristics in CEFR Sodium Pool in the Case of One Primary Pump Trip-Residual Heat Removal of Single Loop

ZHAO Haiqi1,2，LU Daogang1,2，YIN Jing1,2，LIANG Jiangtao1,2，YANG Jun3，GUO Zhongxiao3，ZHANG Yuhao1,2,*

（1. School of Nuclear Science and Engineering，North China Electric Power University，Beijing 102206，China；2. Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy，Beijing 102206，China；3. China Institute of Atomic Energy，Beijing 102413，China）

One primary pump trip-residual heat removal by single loop is one of the design basis accident of the pool-type sodium-cooled fast reactor, for which the complicated thermal characteristics deserve to be analyzed in depth. It is difficult to carry out experimental study due to the large dimension of the sodium pool, whereas the numerical method is applicable for the simulation. Therefore, three-dimensional transient numerical simulation of China Experimental Fast Reactor (CEFR) sodium pool in the case of one primary pump trip-residual heat removal by single loop accident is carried out based on computational fluid dynamics (CFD) method. The three-dimensional transient flow, temperature distribution, as well as the key parameters including core outlet temperature, intermediate heat exchanger (IHX) inlet and outlet temperature are obtained under the influence of primary pump coast-down, reverse-flow and asymmetric residual heat removal. The calculated results show that the reverse-flow will develop in the pump and IHXs of the fault loop. Meanwhile, the temperature drops to 394.9 ℃ at 900 second in the core outlet. The temperature of the normal loop in the IHX outlet reaches the maximum value of 360.5 ℃ at around 400 second, and then decreases gradually. The temperature of the failure loop in IHX outlet drops firstly and then rises, which reaches about 364.3 ℃at 900 second. It indicates that the residual heat can be removed by the intact loop to mitigate the accident, so that the overall temperature in the sodium pool can maintain in a relatively low value. It provides important references for the safety analysis of sodium-cooled fast reactor under the one primary pump trip-residual heat removal of single loop accident.

China experimental fast reactor (CEFR); One primary pump trip; Residual heat removal of single loop; Three-dimensional numerical simulation

TL33

A

0258-0918（2022）06-1277-08

2021-11-02

趙海琦（1998—），男，湖南桃江人，碩士研究生，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力學(xué)方面的研究

張鈺浩，E-mail：zhangyuhao@ncepu.edu.cn