铅铋流体热工力学及安全特性研究进展

周　涛，漆　天，陈　娟，冯　祥

铅铋流体热工力学及安全特性研究进展

周涛1,3，漆天2,3，陈娟2,3，冯祥2,3

（1. 东南大学能源与环境学院，江苏 南京 210096；2. 华北电力大学核科学与工程学院，北京 102206；3. 核热工安全与标准化研究团队，北京 102206）

加速器驱动的次临界反应堆（ADS）是最有前景的嬗变技术之一，铅铋流体作为堆内靶件和冷却剂，其热工安全特性成为广泛关注的热门课题。目前国内外已经开展了一些程序计算、数值模拟和实验研究，也得到了相应铅铋流体热工及安全特性。研究表明：气体注入可在一定范围内增强流体自然循环；气体注入率超过一定范围会降低流体自然循环流量。铅铋自然循环中，热分层最严重的区域存在于变温段；且在回路中，热分层状态不同；回路温差较大时，流速提高，热分层现象较明显。对于流动铅铋介质中的控制棒落棒，正常工况条件下，落棒时间随着铅铋流速的增大而增大；地震工况下，控制棒配重增加，初始加速度比正常工况要大，在曲线上呈现为速度时间曲线斜率较正常工况大。在未来研究中，进一步强化实验研究是应该努力的重要方向；开展多数学方法特别是新数学方法比较研究；要确定论与非确定论结合，发现铅铋流体机理特性，明确其可靠性标准；提升其自然循环能力，强化增重和自凝固等其安全特性。

ADS；铅铋；安全；自然循环；热分层；落棒

核能在未来的发展中，要真正成为一种可持续能源，不仅要不断提高安全性和经济性，还要解决好核燃料供给和核废料处理等问题。进入新世纪以来，人们对于核能的利用有了更多新的思考。因此，国际核工程界提出发展第四代核电系统的主张。2001年，阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国、美国[1]联合签订了第四代核能系统国际论坛章程，标志着“第四代核能系统国际论坛（GIF论坛）”的成立，力争通过各国的共同努力于2030年左右实现第四代核电的商业化应用。第四代国际论坛铅冷快堆临时系统指导委员会GIF-LFR-PSSC选择欧洲铅冷系统ELSY、俄罗斯中型铅冷快堆BREST-OD-300、美国小型自然循环铅冷快堆SSTAR作为铅冷快堆主要参考堆型。小型反应堆能用于海上核动力航母或浮动发电站[2]、制造氢气[3]和日常北方地区供暖，其采用一体化结构设计，自然循环效应更为明显。由此，作为一种冷却剂铅铋流体的研究被提上日程，它的高沸点、化学惰性以及和水相近的自然循环能力，日益得到重视，其热工及安全特性也就有凸显出研究价值。

1. 研究进展

1.1　传热方面研究进展

在传热方面主要有：I.Otic（德国）等[4]对铅铋自然循环湍流传热进行了DNS分析和建模。Chen Xu[5]等对铅铋的环形管道的湍流传热进行了研究。刘梦影[6]对流动换热特别是二回路换热能力提高进行了研究。

1.2　自然循环方面研究进展

在自然循环能力提高方面主要有：Marti Jeltsov（美国）等[7]利用CFD软件对TALL实验设备的实验段进行了模拟P.Bokov等[8]研究了铅和铅铋在反应堆回路的水力流动特性。邹文重等[9]对铅铋注气进行了注气速度对总压和温度分布以及注气体积份额对总压和温度分布研究。

1.3　热分层方面研究进展

在热分层方面主要有：Fosco Bianchi，Roberta Ferri等[10]对ADS铅铋散裂靶研究得出，在紧急事故下，将会导致散裂中心产生热分层现象，靶区将受到严重损坏。黄善清等[11]对KYLIN-Ⅱ液态铅铋回路中的冷却器进行了应力分析与强度评定。苏子威[12]采用计算流体力学分析方法对ADS回路铅铋热分层现象进行了数值模拟。

1.4　材料腐蚀方面研究进展

在材料腐蚀及氧控方面主要有：吴宜灿等[13]利用KYLIN-I回路首次开展了“加速器驱动次临界堆（ADS）在液态流动铅铋中的腐蚀服役性能”实验研究。杜晓超[14]展开铅铋合金中固态氧控及相关问题的实验研究。常海龙[15]开展了态铅铋合金实验装置性能测试与实验研究。

1.5　控制方面研究进展

在控制系统安全方面主要有：Jae等[16]在反应堆满功率运行时，对控制棒组件下落瞬态进行分析计算。Blazquez（西班牙）等[17]研究了高燃耗状况下，控制棒的弯曲问题。李云博[18]进行了铅铋流体介质下流固耦合特性研究。

2. 具体对象

铅铋合金[6,8,12]的优良的传热性能、热物性，化学惰性以及自然循环能力，对于加速器驱动次临界系统（ADS）具有明显的经济性和安全性。

（1）铅铋自然循环实验

对于铅铋回路来说，二回路支持铅铋实验回路的安全运行，是一回路的热阱。铅铋自然循环实验几何模型如图1所示。

图1　二回路总体设计

1. 贮水箱；2. 氮气罐；3. 稳压罐；4. 流量计；5. 泵；6. 预热器；7. 铅铋—水换热器；8.二回路冷凝器（水—水换热器或空冷器）

从图1看到，水冷铅铋系统（二回路）包括氮气罐、稳压罐、泵、贮水箱、预热器、铅铋—水换热器、冷凝器。氮气罐和稳压罐给系统增加压力，预热器将水加热到一定温度后，铅铋流体和水在铅铋-水换热器中进行热交换，被铅铋加热的水再去冷凝器中进行冷凝。二回路中也包含压力测量、功率测量、温度测量系统。

（2）铅铋流体界面

流体—流体界面现象如图2所示。流—固界面现象见图3。

图2　流体—流体界面现象

图3　流—固界面现象

从图2看到，不同密度流体在流动中由条件影响可能会出现分界面，造成流体热分层，即发生不同密度冷热流体界面导致的热工现象。从图3看到，由于流体与管道壁面的流固耦合，造成管道流致振动，即发生流体与管道接触界面导致的力学现象。

（3）铅铋介质控制棒

整个落棒过程中相关参数如表1所示。落棒几何模型如图4所示。

表1　落棒过程相关初始参数

图4　落棒几何模型

从表1看到，控制棒构成：六角形外套管+吸收体圆形管束+配重组件。六角形外套管的选材为316 L；吸收体圆形棒束组成为：吸收体棒+吸收体棒包壳+圆形内套管；配重组件：钨块，重量为变量。从图4看到，控制棒下落。其间控制棒主要由重力驱动其下落，下落过程受到浮力，导向筒中机械摩擦力，铅铋流体中压差阻力等流体阻力的作用。

3. 计算模型

3.1　物性模型

依据OECD 核能部最新的《铅铋合金物性手册》，针对相关问题，选取合理的物性模型。

（1）熔点温度

李石磊[19]提出，常压下，LBE的熔点温度如下。

又取（2-1）式的平均值得到LBE的熔点温度如下。

（2）密度

李石磊[19]推荐使用的LBE密度计算公式如下。

公式的使用范围是400～1 273 K。

其中：

——密度，kg/m3；

——温度，K。

（3）比热容

李石磊[19]推荐使用的LBE比热容计算公式。

公式的使用范围是400～1 273 K。

其中：

——比热容，J/（kg·K）；

——温度，K。

（4）热导率

李石磊[19]推荐使用的LBE热导率计算公式。

公式的使用范围是400～1 273 K。

其中：

——温度，K。

（5）黏度

李石磊[19]拟合已有的实验数据，得到动力粘度的计算公式。

公式的使用范围是400～1 273 K。

其中：

——温度，K。

（6）表面张力

李石磊[19]由实验数据拟合出LBE表面张力和温度的表达式如下。

公式的使用范围是400～1 273 K。

其中：

——温度，K。

3.2　准则数计算模型

（1）普朗特数

液态金属相对于其他工质，具有较高的热导率，较低的比热容和黏度。因此，液态金属的普朗特数相对于其他工质就小很多。表2给出了不同流体的普朗特数。

从表2中可以看到，饱和水的普朗特数最大，空气次之，铅铋合金和钠作为液态金属的普朗特数较小。

（2）努赛尔数

Nu 数推荐关系式为Lyon 关系式[21]，结合合适的湍流普朗特数模型，来计算恒定热流密度时的液态金属热传导。

式中：

——努赛尔数；

t——湍流普朗特数；

——贝克莱数。

（3）贝克莱数

贝克莱数为普朗特数和雷诺数的乘积，是铅铋努赛尔数方程式中主要变量，可以通过其判定热量传递情况。定义如下。

式中：

——特征长度，m；

——热扩散率，m2/s；

——速度，m/s。

3.3　自然循环流量（差分法）

自然循环水流量的确定是一个比较复杂的问题，一般由两种方法，即差分法和图解法。差分法所用的方程为：

式中：

w——第段的平均流速，m/s；

4. 研究方法

4.1　实验研究

（1）国外

瑞典TALL实验回路如图5所示。美国搭建的铅铋材料测试回路DELTA[25-27]如图6所示。

从图5看到，TALL[22-24]是一个中等尺寸的试验设备，建在KTH（瑞典皇家理工学院）。它的目的是来测试铅铋冷却反应堆的稳态和瞬态热工水力特性的。

从图6看到，DELTA回路是一个闭式回路，由泵、管道、换热器和贮存箱组成。为了演示核反应堆中铅铋合金的热工水力特性，以及铅铋和钢壁面材料兼容性。

图5　TALL回路

（2）国内

中科院的铅铋回路[13]（KYLIN-I）如图7所示，中国启明星Ⅲ号实物如图8所示。

图6　美国材料测试回路

图7　中国KYLIN-I回路

图8　中国启明星Ⅲ号实物

从图7看到，中科院基于液态锂铅实验平台理论设计与工程经验，研制了我国首座热对流铅铋实验回路KYLIN-I。2014年中科院合肥研究所在此基础上建立了KYLIN-Ⅱ铅铋实验回路，并结合铅基数字仿真反应堆CLEAR-V，掌握了铅基冷却剂、专用部件和设备等一系列铅基堆关键技术。另外，中科院合肥研究所还在国家基金项目资助下进行了DRAGON系列液态金属锂铅实验回路的研发，形成了较为完整的锂铅回路研究平台系统DRAGON-V。从图8看到，我国首座铅铋零功率反应堆——启明星Ⅲ号[28,29]在中核集团中国原子能科学研究院于2019年12月10日实现首次临界，并正式启动我国铅铋快堆堆芯核特性物理实验。中国原子能科学研究院也正在开展后续进一步新一代综合实验平台发展研究。

另外，西安交通大学和中国核动力院也开展了相关研究，并建有相应的实验回路。

（3）本团队

作者所在核热工安全与标准化研究团队承担并完成了KYLIN-Ⅱ铅铋二回路的设计工作，KYLIN-Ⅱ铅铋二回路的建设已经于2013年1月竣工。KYLIN-Ⅱ混合循环回路主要参数见表3，二回路循环设计如图9所示。

表3　KYLIN-Ⅱ混合循环回路主要参数

图9　二回路循环

从表3和图9看到，KYLIN-Ⅱ混合循环回路为矩形回路，主要包含内径为108 mm的两条垂直的管段和两条水平管段，其中垂直的管段分别作为上升段和下降段。KYLIN-Ⅱ混合循环回路属于铅铋堆热工水力实验回路，设计参数涵盖CLEAR-1运行工况，主要为开展铅铋强迫循环与自然循环以及稳态和瞬态工况下热工水力特性研究。

4.2　程序计算方法

（1）国内高校

中国原子能科学研究院自主研发了SACOS-PB子通道程序，其矩形通道组件子通道的划分如图10所示。西安交通大学SACOL程序计算流程如图11所示。

图10　矩形通道组件子通道的划分

从图10看到，在此通道中，横向共划分了16个子通道，轴向共划分了50个控制体。它由2个源程序、4个数据输入文件和12个数据输出文件组成。

图11　SACOL 程序N-S 流程

从图11看到，西安交大开发了适用于铅铋冷却沸水快的热工水力系统安全分析程序SACOL，为一款针对 PBWFR的结构及运行特点所开发的一回路系统热工水力瞬态分析程序，可以模拟无保护超功率事故（UTOP），使用的数学物理模型包括堆芯功率和热工水力模型、燃料元件热传导模型、烟囱内的换热和压降模型以及系统压力模型等。

（2）本团队

本团队[5,9,12]自主研发了铅铋自然循环流量计算程序、气体注入铅铋自然循环流量计算程序，分别如图12、图13所示。

从图12看到，计算时需要假定一个铅铋流量，求出该流量下的有效压头和下降段阻力。有效压头和下降段阻力相同时，该假定流量即是回路自然循环流量。从图13看到，气体注入时需要给定气体注入量，计算时需要假定一个铅铋流量，求出该流量下的有效压头和下降段阻力。有效压头和下降段阻力相同时，该假定流量即是回路自然循环流量。

图12　铅铋自然循环流量计算程序

图13　气体注入铅铋自然循环流量计算程序

4.3　数值模拟方法

（1）国内高校

中国科学院三维圆管模型如图14所示。华南理工大学数值模拟流程如图15所示。

图14　三维圆管模型示意

从图14看到，中国科学院运用大涡模拟方法[30]，对恒热流密度条件下三维圆管内液态铅铋合金强制对流换热特性进行了数值计算。湍流模型为基于大涡模拟方法的Smagorinsky涡黏模型，采用有限差分法，在空间和时间上均设定为二阶精度。

从图15看到，华南理工大学[31]基于扩散界面法，基于要求和计算效率的考虑，以初始直径为10 mm的气泡为例，其他不同初始直径的气泡与该情形相同，计算区域侧壁到气泡中心的距离为气泡初始半径的5倍，底端到气泡中心的距离为气泡初始半径的3倍。对单个氮气气泡在液态铅铋合金内从静止到充分发展整个过程中的动力学行为进行数值模拟。

图15　数值模拟流程

（2）本团队

本团队[6,9,12]利用FLUENT软件进行数值模拟的计算流程如图16所示。

从图16看到，首先需要输入铅流体的参数，世界上通用的铅轻流体组成一般为44.5%Pb混合55.5%Bi，根据计算需要输入参数。其次，输入换热器管束参数。再次，通过计算得到漩脱落频率、流抖据频率、弹性失稳频率，得到的这些数值与管道的固有频率进行对比，通过共振理论找出管道流致振动的主要因素，忽略次要因素。最后，通过析因分析的方法，分析主要因素中各个影响因子的效应估计与百分比贡献率。并且分析计算结果，提出解决铅自然循环回路中管束的流致振动问题的方法。

图16　铅铋流固耦合计算程序框图

5. 研究结果

5.1　流动换热特性

（1）氮气气泡动力学行为计算

王春涛[31,32]基于扩散界面法，其不同初始直径下的数值模拟结果如图17所示。

从图17看到，初始直径为5 mm的气泡最终稳定形状位于椭球区域；7.5 mm、10 mm、125 mm和15 mm的气泡位于球冠状区域。从而很好地验证了扩散界面法在模拟液态铅铋合金中气泡上升行为的可行性和准确性。对单个氮气气泡在液态铅铋合金内，从静止到充分发展整个过程中的动力学行为进行数值模拟，得到气泡形变特性和气泡上升速度随时间的变化关系。

图17　不同初始直径下数值模拟结果

（2）氩气作为注入气体实验结果

Benamati G.等[33]已有试验采用氩气作为注入气体，氩气注入量的试验范围为0.001～0.01 kg/s。

铅铋自然循环流量随氩气注入量变化的部分实验数据[29]见图18。

从图18看到，在气体流量大于1 NL/s的情况下，在所有试验中，LBE均实现了稳定循环。当气体流量为2～7 NL/s时，LBE的夹带流量在150～230 kg/s范围内，稳态和瞬态均清晰可见，稳态时两种流量基本不变。然而，系统的瞬态特性非常快（小于30 s），表明系统的机械惯性很低，铅铋自然循环流量随着氩气注入量的增加。

图18　铅铋自然循环流量随氩气注入量的实验数据

（3）气体影响计自然循环算

针对图1铅铋合金自然循环回路，在本团队文重等[9]利用图解法计算了无气体注入时的自然循环流量以及氩气、氦气、氮气不同气体注入对铅铋自然循环流量的影响。无气体注入铅铋自然循环流量如图19所示；气体注入对铅铋自然循环流量的影响如图20所示[20]。

图19　无气体注入铅铋自然循环流量

从图19看到，有效压头随着铅铋质量流量的增加而减小，下降段压降随着质量流量的增加而增大。在某一质量流量下，有效压头和下降段压降相同，该流量为铅铋自然循环流量；无气体注入时，铅铋合金流体的自然循环流量为270 kg/s。从图20看到，不同气体注入，铅铋自然循环流量变化的总体趋势是一致的：在开始注入气体时，铅铋自然循环的流量随着气体流量的增大，增大得很快。当气体注入量到达一定值的时候，再增大注入气体量，则铅铋的自然循环流量会减小。

图20　气体注入对铅铋自然循环流量的影响

5.2　热分层界面特性

针对图1铅铋合金自然循环回路，本团队苏子威等[6]计算了铅铋合金自然循环热分层。

（1）温差与热分层关系

改变回路上升段、下降段的温度差值，截面B-B、截面G-G的回路温度分布如图21所示。

图21　不同回路温差时回路温度分布对比

从图21看到，上升段、下降段的温度差值增加，形成热分层较明显；在变温段，热分层分布基本没有改变，温差稍有提升。

（2）管径大小与热分层关系

管径为20 mm、30 mm时的温度分布如图22所示。

图22　管径为20 mm、30 mm时温度分布

从图22看到，管径变大时，由于铅铋自然循环流速降低，上升段、下降段温度差值减小；热分层现象得到明显缓解。

5.3　流动不稳定性影响

假定加热功率扰动，为研究加热功率对铅铋回路自然循环的影响，现对改变加热段功率进行模拟计算。其功率改变方式如图23所示。使用该加热功率扰动方式，计算铅铋介质流量随时间变化，流量曲线如图24所示。

图23　加热热流密度曲线

从图24看到，当给铅铋流体一个加热功率的扰动，它会从一个稳态达到另一个稳态，不会产生一个持续的脉动。但是这个过程并不是平稳的过渡到另一个稳态，会经过一个逐渐减弱的振荡，然后再逐渐达到平衡。可以看出振荡过程大约为250 s，中间的振荡周期约为50 s。其稳定流量大约为1.339 kg/s。铅铋没有持续的振荡，只存在从一个状态转为另一个状态过程时的波动。这种波动是一个逐渐减弱的，因此把它称为过渡型不稳定性。

图24　流量曲线

5.4　控制棒落棒特性研究

本团队李云博等[18]选择相关参数计算了平常及地震两种工况下落棒情况，其相关几何模型及落棒过程中相关参数如图4～图5所示。

（1）正常工况下

在正常工况下，铅铋介质中控制棒下落的速度-时间曲线见图25，整个落棒过程的位移随时间的变化见图26。

图25　速度随时间的变化曲线

图26　位移随时间的变化曲线

从图25看到，在落棒的初始阶段，从0 s到1 s的时间段内，棒速随时间的变化曲线是一条直线。在1 s后，控制棒开始进入铅铋介质中，此时控制棒的受力发生变化，曲线的斜率不断减小。从图26看到，在1.43 s时，此时控制棒的行程刚好达到900 mm，即在1.5 s内，控制棒能顺利落到堆芯底部，满足核电厂对控制棒落棒的安全要求。

（2）地震工况下

SSE地震工况下，计算了T1-4组控制棒在该地震条件下落棒的情况，按照最保守的估计，附加摩擦力大约增加116 N，利用该摩擦力计算地震工况下铅铋介质中控制棒下落的相关数据。铅铋介质中控制棒下落的速度—时间曲线如图27所示，整个落棒过程的位移随时间的变化如图28所示。

图27　速度随时间的变化曲线

图28　位移随时间的变化曲线

从图27和图28看到，在落棒的初始阶段，棒速随时间的变化趋势在地震工况下和在正常工况下基本相同，都是一条直线。区别在于，在地震工况下，从0 s到1.21 s都保持为一条直线，时间段的范围稍大于正常工况。地震工况下控制棒在1.5 s时的位移小于900 mm，这表示控制棒不能及时落到堆芯底部，不能满足核电厂的安全要求。

（3）结果比较

在正常工况下，控制棒与轴之间的抓手松开，控制棒下落。事故工况（主要是地震工况）下，轴与驱动主轴之间的离合器失电断开，轴与控制棒一同下落。下落过程受力与正常工况基本相同，但是受到更大阻力，要求的落棒时间更短，需要在轴上增加配重达到要求。

6. 结论与方向

6.1　结论

（1）氩气比氮气能够在较大注入范围内增强铅铋自然循环。当氩气和氮气都注入过量后，氮气使得铅铋自然循环流量波动大。氩气既能在较大范围内增强铅铋自然循环，又使得铅铋自然循环流动变化较平缓。无气体注入的铅铋自然循环不需要膨胀箱对铅铋、气体进行分离。有气体注入的铅铋自然循环需要设置膨胀箱在上升段对铅铋、气体进行分离。

（2）铅铋自然循环中，回路整体流速变化不大，有二次流现象，热分层最严重的区域存在于变温段。在左右管段，热分层呈左右分层状态，在上下管段，热分层呈上下分层状态。温差与热分层是正比关联，管径是反比关联。

（3）现阶段水和钠的不稳定性研究主要都集中在两相，并且由于自身介质特性，使得二者都具有多种不稳定性，而压降和流量关系的负斜率区域的存在，使得二者都存在流量漂移的可能。铅铋流体只在系统进行工况变化时存在不持续的振动。

（4）正常工况且动态铅铋介质条件下，落棒时间随着铅铋流速的增大而增大。而且随着流速的增大，曲线的斜率不断增大，说明介质流速越大，对落棒时间的影响越大。地震工况下，要增加控制棒上负配重荷，以达到更短的落棒时间。

6.2　方向

（1）对研究现状要进行充分的调研，发现研究中的不足，确定所研究方向的必要性与可行性。要强化实验研究，增强系统运行经验，强化数据库建立和完善，注重人因及其相应安全文化。

（2）要紧密依靠的数学方法，但考虑到不同数学方法原理带来的差别，因此，要探索不同方法的分析结果的相互印证及一致性的同时，注重选择准确的合理有效方法。目前实际运行数据的缺乏，研究多借助于程序计算数据或测试数据，因此，要加强模糊数学、粗糙集理论、析因方法、未确知数学及灰色理论等非确定性等数学方法的应用。

（3）要多渠道并举，选择建立精确模型，基于准确的计算模拟、理论分析和实验验证，实现在核热耦合条件下的堆芯特性分析。要善于利用比较分析的方法，发现所研究对象的共性与特性，对其进行机理性研究。

（4）在物理过程确定论建模过程中，要注意快速简化模型的精准性；也要注意非线性精准模型的求解性。避免快速简化模型带来的误差影响到可靠性本身的可靠度分析，也要实现对非线性精准模型容易得到清晰答案，便于计算可靠性结论。

（5）在物理过程非确定论建模过程中，对于多维不确定参数和小功能故障概率评估，存在着计算效率低，计算精度差和工作量大曲的问题，需要提高效率，减少计算成本和负担。

（6）强化提升自然循环能力研究，特别要研究不同类型气体按比例加入功效。开展水蒸气注入铅鉍提升自然循环能力和推动做功双重功效研究。

（7）强化控制系统加重及铅鉍比例乃至纯铅自凝固安全特性研究。从核电安全文化基本理念出发，明确铅铋介质流动换热安全可靠性标准。

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Study Progress on Thermal Mechanics and Safety Characteristics of Lead Bismuth Fluid

ZHOU Tao1,3，QI Tian2,3，CHEN Juan2,3，FENG Xiang2,3

（1.School of Energy and Environment，Southeast University，Nanjing of Jiangsu Prov. 210096，China；2. School of Nuclear Science and Engineering，North China Electric Power University，Beijing，102206，China；3. Team of Nuclear Thermal-hydraulic Safety and Standardization，Beijing，102206，China）

The accelerator driven subcritical reactor (ADS) is one of the most promising transmutation technologies, in which the lead-bismuth eutectic is used as the coolant and the neutron spallation target. So the thermal hydraulics and safety analysis of lead-bismuth fluid have become a hot issue concerned widely. At present, experimental study and numerical simulation including programming calculation have been carried out for this work at home and abroad. The results show that, a lead-bismuth eutectic loop could gain improved performance of natural circulation by gas-injection with a certain rate in some range, but excessive gas-injection would lead to worse performance with lower natural circulation flow instead. Besides, obviousthermal stratification would take place in the lead-bismuth eutectic loop, while a temperature-variable segment would appear in the most serious thermal stratification region. Thermal stratification shows different features among the loop. And more obvious thermal stratification will appear while higher temperature difference between the hot leg and the cold leg is designed to reach higher velocity of fluid. Besides, for the dropping of the control rod in flowing lead-bismuth eutectic in the designed condition, the higher the velocity of lead-bismuth eutectic is, the longer the drop-time of the control assembly is. Under the seismic condition, the initial falling acceleration would increase as the balance weight of the control rod increases, and bring about a greater slope of speed-time curve. For further study, the experimental investigation should be the focus of effort. A growing number of mathematical methods should be used especially the comparison of new mathematical methods. The investigation of flow and heat transfer mechanism of lead-bismuth eutectic is still needed to continue by deterministic analysis integrated with uncertainty analysis to define the reliability criterion. Performance of natural circulation system and its safety, such as weight gain and solidification, should be improved by more efforts.

ADS; Lead-bismuth eutectic; Safety; Natural circulation; Thermal stratification; Dropping of control rod

TL48

A

0258-0918（2021）06-1105-14

2020-08-11

“核安全与先进核能技术”重点专项（2020YFB190058）；中国科学院战略性先导科技专项资助（XDA03040000）；东南大学学科振兴计划（1103007005）；高校双一流建设资金资助（教师启动基金4003002071）

周涛（1965—），陕西商州人，教授，博导，现主要从事反应堆热工水力及安全方面研究