中国实验快堆单组件完全堵流后钠沸腾的预测

为预测正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全堵流导致的后续事故序列及其潜在的破坏能力,对模拟这种现象的SCARABEEBE 1实验在包壳流动之前的阶段进行了数值模拟。在此基础上对中国实验快堆(CEFR)在此事故工况下的冷却剂沸腾进行了预测。计算结果表明:对于CEFR,沸腾的过程中也出现了实验中观测到的出口处流量波动和通过组件盒的热流通量的快速增长。SCARABEEBE 1实验中,干涸发生之前,沸腾持续了大约2.2s;对于CEFR,沸腾开始后0.3s便发生了干涸。造成这一差异的主要原因是CEFR的燃料组件规模和单位体积的热功率更大。     

Fast Reactor Technology Development in China Status and Prospects

China has decided to speedup the nuclear power development. It is programmed that the nuclear power capacity will reach 40 GWe in 2020 and envisaged 60 GWe and 240 GWe in 2030 and 2050 respectively. The basic strategy of PWRFBR matched development with Fast reactor metal fuel closed cycle for a sustainable and quick increasing nuclear energy supply is adopted. Another strategy also decided is that the partitioning and transmutation of MA will be realized using fast burner and ADS.The fast reactor engineering development will be divided into three steps: China Experimental Fast Reactor (CEFR 65 MWt/20 MWe), China Prototype/Demonstration Fast Reactor (CPFR/CDFR ≥ 1 500 MWt/600 MWe) and China Demonstration Fast Breeder Reactor (CDFBR 1 000～1 500 MWe). The CEFR is under installation and preoperation testing with it’s first criticality planned in 2009. The design study of CPFR is just started in 2006. Recently a discussion for the second step is under way to faster the fast reactor development by a larger than 600 MWe CPFR and as a role of CDFR.     

产业

我国第四代核电技术进入世界先进行列由中国原子能科学院承担的国家"863"计划重大项目——中国实验快堆工程通过科技部验收。中国实验快堆的建成,标志着我国核能发展"压水堆——快堆——聚变堆"三步发展战略中的第二步取得重大突破,也标志着我国在第四代核电技术研发方面进入世界先进行列。     

追问技术的选择方向

 如果社会有强烈的需求,技术的发展常常会超出我们的想象。7月21日,中国终于在第四代核电技术上实现突破:首个实验快堆(CEFR)成功实现并网发电。在继美国、法国、俄罗斯、日本等国家之后,中国成为世界上第8个拥有快堆技术的国家。     

中国核能科技“三步走”发展战略的思考

 核能作为中国的战略产业,通过坚持创新驱动战略,正在不断转型升级。聚焦于发电方向,中国推出自主三代压水堆技术,在快堆、高温气冷堆等具备第四代特征的核电技术方向实现突破,作为核心成员参加国际ITER 计划并顺利推进采购包计划,为“热堆-快堆-聚变堆”三步走奠定了坚实的基础。本文在总结阶段性核能产业科技发展基础上,提出了“十三五”乃至更长时期,落实“三步走”战略的发展趋势和技术方向,特别是对如何实现“热堆-快堆”第二步跨越、实现“快堆和聚变”第三步跨越进行了思考,并展望了未来核能科技发展的前景。     

快堆局部堵流所致堆芯局部熔化事故的预测模型

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口瞬间完全堵流所导致的事故序列,根据SCARABEE-N系列实验建立了相关模型。采用两流体模型来描述冷却剂的两相热工水力行为;包壳的流动、燃料的熔化及塌陷采用类似SURFA SS程序的经验性方法处理;对于事故后期形成的UO2-钢混合体热源沸腾池,采用一维半经验模型描述。对SCARABEE BE+1实验进行了计算,计算结果与实验结果基本吻合。在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在此事故工况下的行为进行了预测,结果表明堵流后7.2~8.0 s事故传播到相邻燃料组件。     

在事故工况下快堆衰变热排放的数值模拟

分析了中国实验快堆（ＣＥＦＲ）事故停堆后剩余衰变热的排放过程,编制了系统分析程序,通过计算得到了在事故工况下,堆芯的出口温度和流量及其它参数的分布,为反应堆进一步安全设计提供了重要的依据．     

磁约束聚变能源的发展机遇与挑战

磁约束聚变能源具有安全、经济和环境友好的优点，是未来理想的战略能源，可为“双碳”目标的实现做出重大贡献。磁约束聚变是利用磁场将氘和氚燃料以等离子体的形式约束并发生聚变反应，被认为有希望彻底解决人类的能源问题，也是中国核能发展的长远目标。当前中国正在积极参加国际热核聚变实验堆（ITER）的建设，支持国内ITER专项的物理和工程技术研究，在吸收和消化ITER经验的基础上，自主设计以获取聚变能源为目标的中国聚变工程试验堆（CFETR）。聚变能源开发难度很大，机遇和挑战并存，需要长期持续攻关。     

基于小波包的快堆蒸汽发生器声学泄漏检测方法

发展声学泄漏探测技术实现快堆蒸汽发生器中水/水蒸汽泄漏故障的早期检测是快堆安全运行的重要措施之一。该文从故障诊断领域中特征信号模式识别的应用角度出发,提出了采用基于小波包的能量谱特征及小波包系数的矩特征进行泄漏信号的特征提取和泄漏故障诊断的基本方法,并利用清华大学液态金属实验室实验钠回路上得到的实验数据进行了分析研究。结果表明,钠水反应泄漏信号的特征频段在6kHz以下,正常信号和泄漏信号的处理结果表现出了明显的差异,本方法可有效地判别出系统是否发生了泄漏,使得系统的灵敏度由200mL.h-1提高到10mL.h-1,可用于快堆蒸汽发生器水/水蒸汽的泄漏检测。     

三种核燃料循环战略中长期平衡物质流的计算

利用国际上标准的热堆和快堆技术参数, 对“开式热堆一次通过”、“闭式热堆循环”和“闭式热堆快堆混合循环” 3 种核燃料循环方式进行长期平衡的物质流计算, 得到不同战略下的天然铀需求、分离功需求、核电装机类型容量需求、核燃料需求、核废料处置需求等结果。通过对比, 得出“闭式热堆快堆混合循环”是3 种循环方式中核资源利用率最高、放射性核废料产出量最低的战略选择。     

快堆内熔融物传播模型的验证

在快中子增殖反应堆的事故中,熔融物流经温度比较低的结构时会发生冻结,冻结的具体位置和时间对事故的发展影响较大。根据常用的导热冻结和整体冻结两种机理,采用机理建模方法,对熔融物的传播进行研究。模型采用积分微分法求解,并用法国GEY SER 8和GEY SER 11等实验进行了验证,得出整体冻结模型能更好地预测传播长度等结论。根据模型计算结果对当前存在悬疑的PV-A实验的逐步传播现象给出了合理解释。     

快堆内熔融物传播模型的建立及验证

在快中子增殖反应堆的事故中,熔融物流经温度比较低的结构时会发生冻结,冻结的具体位置和时间对事故的发展影响较大。根据常用的导热冻结和整体冻结两种机理,采用机理建模方法,对熔融物的传播进行研究。模型采用积分微分法求解,并用法国GEYSER8和GEYSER11等实验进行了验证,得出整体冻结模型能更好地预测传播长度等结论。并根据模型计算结果对当前存在悬疑的PV-A实验的逐步传播现象给出了合理解释。     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

铅冷快堆燃料棒芯块热裂纹机理与数值模拟

核反应堆工作时,燃料棒内的温度最高,导致燃料棒芯块产生很大的热应力与应变,因而燃料棒芯块经常发生径向开裂破坏（龟裂）。本文采用数值模拟方法分析了燃料棒芯块开裂的力学机理,在Abaqus软件中用Python语言进行了二次开发,估算了燃料棒芯块的径向开裂情况。发现燃料棒产热功率越大、芯块直径越大,芯块越容易发生径向开裂,开裂块数随着产热功率增加而增加。当芯块直径为7.8毫米时,芯块产热功率为100MW/m3时不会发生开裂。当产热率分别为200MW/m3、300MW/m3、400MW/m3时,最小开裂块数分别为3块、4块和6块,与工程实际中观察到的燃料芯块裂纹形状与开裂块数基本一致。     

改善管式反应器内微观混合的途径

提出改善管式反应器内微观混合的基本途径是:减小流体初始微团尺寸和增加局部能量耗散速率。流速、管径、加料位置、体积比,特别是物性,通过影响这两个参数而影响微观混合性能。实验用化学偶合法考察了空管、Kenics静态混合器、湍流促进器、多孔分布板、肋条人工粗糙管及几种喷射器内的混合特性。结果表明,内插件和喷射器均能显著地改善管内微观混合状态。其中以Kenics静态混合器、多孔分布板和带有节流口的喷射器效果最佳。     

应用改进遗传规划方法的快堆功率控制策略

由于快中子增殖反应堆的功率变化与反应性变化会相互影响,因此很难找到一个有明确物理含义的数学模型;而且其衰变功率在非稳态运行条件下,极易引起反应堆功率控制的过冲现象.针对快堆功率控制的这些特点,把改进后的遗传规划方法与反应堆动态周期方程相结合,得到了一个反应性控制的预测模型,同时对该模型进行了仿真验证.验证结果表明,该反应性预测模型的预测值与实测值吻合很好,总反应性的相对误差率甚至不超过1%,从而可以看出在整个控制过程中没有明显的过冲现象出现,模型性能良好.     

液态金属钠两相流动压降特性实验研究

对稳定的液态金属钠沸腾两相流动压降特性进行了实验研究和理论分析．得到了不同工况下液钠沸腾两相流动压降特性的实验数据，建立了环形通道内液钠两相流动压降特性计算模型Ｎａ－ＴＰＤＰ，并将Ｌｏｃｋｈａｒｔ－Ｍａｒｔｉｎｅｌｉ，Ｋａｉｓｅｒ－Ｐｅｐｐｌｅｒ，Ｃｈｅｎ－Ｋａｌｉｓｈ等人不同的两相摩擦压降倍增因子关系式进行了计算分析和比较．计算结果表明：Ｋａｉｓｅｒ－Ｐｅｐｐｌｅｒ的两相摩擦压降倍增因子计算式与文中的实验结果符合较好．     

移动式生物质快速热解反应器的设计及流态化模拟

 快速热裂解是最有发展潜力的生物质能源转化技术之一。移动式快速热裂解设备以移动工厂化的作业方式将分散的生物质就地转化为高品质生物油,大大减少了原料的运输成本。本文对移动液化装置的关键设备--反应器进行了结构设计,将燃烧室与反应器合为一体,二者之间的环形区域形成反应器的工作区;并采用Fluent 6.2软件分别对传统和所设计的反应器进行了流态化模拟。结果表明,冷态条件下,两种反应器的流态化效果非常接近,新型反应器完全能够满足工作要求。而与传统反应器相比,新型反应器具有热效率高、结构紧凑、操作简便等特点,适用于移动作业。     

基于遗传算法比例积分微分控制器的铅冷快堆堆芯功率控制

比例积分微分(proportion integration differentiation,PID)控制器对堆芯功率控制过程存在适用性低的问题,而采用遗传算法(genetic algorithm,GA)整定PID控制器参数可以很好地解决此问题.为了实现铅冷快堆堆芯功率的有效控制,基于遗传算法PID控制器,结合堆芯状态空...