反应堆Ⅱ类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究

在新燃料设计中,为更好保证燃料棒完整性,以田湾核电站5、6号机组长燃料循环堆芯燃料管理为背景,采用自主研发的燃料性能分析程序FUPAC,模拟稳态及II类瞬态条件下芯块-包壳的力学行为,并针对所需考虑的关键参数及模型进行研究,得到反应堆Ⅱ类瞬态下包壳应变的分析方法和理论模型。     

压水堆燃料棒热力计算与(火用)分析

为了研究燃料棒核能转化为热能过程中的(火用)损,采用压水堆燃料棒稳态传热偏微分方程和热力学第一、第二定律,创新性地将(火用)分析方法与燃料棒温度场数值计算相结合,编制数值计算程序对燃料棒及传热通道进行模拟计算,并分析了核能转换为热能以及与冷却剂换热过程中温度分布、(火用)损的分布和能量的利用效率.结果表明:燃料棒(火用)损沿轴向先增大后减小,沿径向不断变大,在燃料芯块边缘处达到最大,(火用)损系数约为0.207;而对流换热过程中(火用)损主要与传热温差有关,(火用)损沿热通道先增大后减小,该过程累积(火用)损系数约为0.304.     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)具有紧凑的堆芯设计,堆芯内采用增殖组件与点火组件混合排布.增殖组件采用内冷式的圆形冷却剂通道,点火组件则采用典型三角形通道.本文基于CFD软件FLUENT采用流固共轭传热方式,分别对SCFRM两种冷却剂通道内流动状态进行数值模拟计算,研究了稳态工况下SCFR-M堆芯设计的热工水力特性,计算结果表明:两种子通道中包壳表面温度均小于650℃、燃料芯块中心线温度均小于1900℃,且流致振动程度在可接受范围内,符合安全设计限值.     

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。     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

芯体多孔结构对单片式燃料元件辐照热-力耦合行为的影响研究

在中子辐照的环境中,由于裂变气体产物的产生, UMo燃料芯体将演化为多孔结构,孔隙率和孔压随着燃耗增长而不断变化,促使单片式燃料元件内产生复杂的多尺度辐照热力耦合行为.本文针对UMo/Al单片式燃料元件,基于考虑芯体亚晶化及外界静水压力相关性的裂变气体肿胀模型,建立了芯体孔隙率随燃耗演化的理论模型,进一步考虑孔隙率及孔压影响建立了芯体/包壳界面微观正应力计算模型.将芯体孔隙率演化模型引入燃料元件多尺度辐照热力耦合行为的三维有限元模拟,实现了温度和孔隙率与芯体热传导率的实时关联,获得了辐照过程中燃料元件内热-力学场量的分布及演化规律,计算分析了孔隙率对燃料元件温度、变形、芯体/包壳界面微观正应力所产生的影响,并考察了燃料元件表面热交换系数对其辐照热-力耦合行为的影响,获得了芯体/包壳界面破坏的重要影响因素.     

燃料棒设计关键参数敏感性分析

在新燃料设计中,为更好保证燃料棒完整性,提出燃料棒设计准则中影响燃料棒内压和燃料温度的关键参数和分析模型。以田湾核电站5、6号机组长燃料循环堆芯燃料管理为背景,采用自主研发的燃料性能分析程序FUPAC,模拟稳态和Ⅱ类瞬态工况下燃料棒热-力学行为,分析模型及制造参数对设计准则验证过程的影响。完善了棒状燃料元件内压及温度设计验证过程的评价分析方法。     

"夹心饼干"式弥散型复合燃料板的断裂机理

U3Si2 - Al弥散型复合燃料板元件是新发展的一种低浓化的研究堆燃料。该元件制备工艺复杂 ,使用环境特殊 ,加工环节对燃料板力学性能影响较大。而燃料板的力学性能优劣则是保证研究堆可靠使用的必要条件。因此 ,对研究堆使用的 U3Si2 - Al弥散型复合燃料板元件 ,通过扫描电镜对试件的拉伸断裂断口形貌、断口中芯体与包壳分布进行了分析与检测 ,并且讨论了燃料板的拉伸强度与断口间存在的关系 ,得到了燃料板断裂机理为芯体脆断导致包壳快速失效 ,拉伸断裂的决定因素是芯体的断裂延伸率 ,含 U3Si2 - Al弥散型复合燃料板比非退火态的铸铝延伸率要低。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

包壳管三维力学建模及其变形分析软件开发

燃料棒包壳通常为锆合金制成的圆筒状结构,在堆内复杂的“高温-高压-辐照”作用下因结构蠕变导致坍塌,从而失去其结构功能危害反应堆运行安全。本文基于连续介质力学理论,建立三维包壳结构的控制方程,并开发有限元数值计算软件BINE3D。本软件计算结果与商业有限元软件ABAQUS结果一致。随着辐照时间的增加,包壳管蠕变变形逐渐增加、蠕变变形速率逐渐降低,最终可能导致包壳坍塌。包壳管的初始椭圆度越大,辐照变形的总椭圆度越大。本软件可为包壳的结构设计、安全分析和寿命评估提供指导。     

安全壳空气中放射性与燃材元件破损的关系

核燃料元件包壳发生破损后,裂变产物放射性就进入主载热剂,然后从主回路系统漏向安全壳,使安全壳空气中出现放射性,文章计算了在安全壳空气中出现的裂变气体及其衰变产物的放射性浓度,并和国家规定的工作场所的在空气中最大允许浓度作比较,最后找出了在不超过最大允许浓度(MPC)的限制下,燃料元件的总破损面积,棒数与允许泄漏率之间的关系。     

不锈钢陶瓷复合管材剪切过程数值模拟

快堆乏燃料组件进入快堆乏燃料后处理工艺流程的第一步便是剪切解体,因辐射的制约,通常使用不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒进行实验。将不锈钢模拟元件包管和陶瓷模拟燃料芯棒并组成复合管材模型模拟单根快堆乏燃料组件,根据非线性有限元分析软件Abaqus中Johnson-Cook本构模型与Johnson-Holmquist ceramic(JH-2)本构模型构建不锈钢陶瓷复合管材的材料模型,模拟其剪切断裂过程,并研究不锈钢陶瓷复合管材在剪切过程中断裂损伤失效过程中受力变形情况,以及刀具进给速度、剪切间隙对剪切力的影响。结果表明最大剪切力随进给速度增大而增大,随剪切间隙增大呈现先增大后减小的趋势,能为组件剪切方案和剪切机设计提供参考。     

反转压水反应堆热工水力特性初步研究

采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

快堆燃料棒内氦气容积比的测定

方法设计、加工出了满足快堆燃料棒内氮气容积比测量要求的“燃料棒穿刺装置”,建立了采用气相色谱法测定燃料棒内氦气容积比的方法.确定氮气客积比的仪器洲定条件：真空度优于100 Pa、泄漏率优于10 Pa/90 s;当取样体积为1 mL,气体中杂质02、N2、Ne、H2、CH4、CO、CO2的测量范围为0.11％～5.0％.     

基于试验数据反馈的稳态考验回路换热系统传热性能再评价

准确衡量稳态考验回路换热系统的换热能力以及评估该能力与燃料组件辐照参数的匹配性,是保障稳态辐照考验安全有效实施的前提。本文主要针对燃料组件稳态辐照考验,结合高温高压辐照试验回路历史运行数据,建立一种面向再生式换热器传热性能的再评价方法,以准确预测试验回路应用于不同辐照考验参数的有效性。研究表明,消除运行换热器试验数据中的散热影响以及在计算中将再生段以及冷却段的换热面积裕量计算接近于0是有效开展稳态考验回路换热系统传热特性再评价的前置条件。采用同时对再生式换热器的再生段及冷却段的传热系数进行修正并开展换热能力再评价对换热器的换热功率预测准确有效,通过再评价方法在整体上获得的再评价功率相较于试验功率的平均偏差约为1.8%,远优于传统方法计算中20.7%~26.0%的偏差。传统计算功率普遍高于再评价功率,且高出的幅度与一次水流量密切相关,而受一次水的入口温度影响较弱。