CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数的影响

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应,以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数影响的研究

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用 Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

压水堆材料与结构中的关键力学问题

积极发展核电是保持我国能源安全的重大战略.核材料在高温、辐照和化学腐蚀环境下的力学性能及其退化决定着关键核结构和核设备的性能及寿命,进而决定了整个反应堆及核电厂的经济性与安全性.由于尚未完全掌握核材料和核结构在复杂环境下的力学行为特性,目前仍难以定量地回答涉及反应堆设计、建造、运行、维护以及退役等阶段的诸多问题.为对其中的关键力学问题进行梳理,本文首先从原理上介绍了辐照效应,然后以主流的压水堆为研究对象,按承受辐照作用和化学作用从强到弱的顺序,依次介绍核燃料、反应堆堆内构件以及反应堆安全壳等关键核结构在设计和性能分析方面的研究现状以及面临的挑战.为便于应用和参考,对燃料材料的本构模型、结构材料的应力腐蚀模型、流固耦合问题的数值求解方法以及核电设备强度评估准则等典型结果进行了归纳和总结.最后对压水堆实施全生命周期管理亟需突破的难题进行了总结.在数值模拟方面需要突破的瓶颈是核材料力学行为的多尺度模拟方法,在实验研究方面需要突破的瓶颈是新型、高效的辐照实验技术.     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

压水堆核电厂控制棒寿命分析

核电厂控制棒组件在反应堆堆芯承担功率调整和安全停堆重要功能.良好状态下的控制棒组件是核电厂安全运行的基本保障.近年来,国内外核电厂控制棒组件落棒试验超差,卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到了反应堆安全和电厂可靠性.国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,这使得对控制棒寿命分析尤为重要.该文通过对压水堆核电厂控制棒在反应堆运行过程中的主要缺陷分析,以及对控制棒在各循环棒价值测量数据分析,提出了压水堆核电厂控制棒使用寿命建议.     

基于枪钻系统的数控车床应用分析

核反应堆堆内构件是核设备中最关键设备之一,此类构件需要承受高中子注量的辐照和冷却剂的腐蚀,且要在高温、负载工况下保持足够的强度.针对武汉某用户核反应堆堆内构件上支撑柱、堆芯支撑柱、堆芯二次支撑柱及下部导向组件焊后加工深孔的问题,长沙金岭机床有限责任公司生产的CKD6183×3000数控车床上引入了枪钻系统,解决了此类组件焊后加工深孔问题,不仅满足了用户提出的精度要求,而且降低了操作者劳动强度,提高了生产效率,成功实现了高速、高精度、高效率加工深孔,摸索出了在此类组件焊后加工深孔的另一种新方法.     

钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展

熔盐堆是第4代核电站的主力堆型之一,也是唯一的液体燃料反应堆,其高温、氟化物熔盐腐蚀及中子辐照等极端环境对其关键材料(包括结构材料以及核石墨材料)的综合性能提出了苛刻的要求。辐照损伤会严重影响材料的机械性能和耐腐蚀性能,是熔盐堆关键材料面临的重要问题之一。从熔盐堆工况特点及其对材料的基本需求出发,综述了熔盐堆关键材料研究进展,并重点介绍了国内外熔盐堆关键候选材料的辐照损伤研究进展,指出了其辐照损伤的研究现状及存在的问题。     

高温气冷堆工程验证用国产石墨的强度实验研究

 对国产石墨材料(NG-CT-01)进行了强度实验研究。考虑石墨材料强度的分散性,对石墨材料不同批次和坯料不同部位、不同方向进行了取样。根据国标实测了材料的抗拉、抗压和抗弯强度。由于在对石墨的应力评价中,压缩应力是以当量拉应力出现的,且石墨安全评价所用数据一般通过抗拉强度实验确定,所以着重对实测数据中的抗拉强度进行了在95%置信水平、99%可靠度的性能指标下的最小强度计算。为了对石墨强度进行安全评价,必须知道石墨强度的威布尔分布。因此应用Weibull++7软件采用极大似然法对抗拉强度实验数据进行了两参数威布尔分布的参数拟合,并按照德国高温气冷堆设计规范《KTA-3232 反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件》的规定修正了威布尔分布参数,为后续高温气冷堆工程验证提供了基础参数。将实验结果和若干国内外规格的石墨数据进行对比,国产石墨的强度参数在其原基础上有所提高,可基本满足工程验证结构和抗震试验的技术要求,目前已经用于大型石墨堆芯结构抗震试验模型的加工制造。     

LS-DYNA中混凝土损伤模型(K&C)的基本力学行为分析

混凝土构件在冲击动力作用下的损伤模拟一直以来都是一个难题,制约其发展的最重要因素之一便是材料本构模型的合理选择.基于通用动力有限元分析软件LS-DYNA对其中常用的混凝土损伤模型(KC)的基本力学行为进行分析,包括全过程拉压应力应变关系、网格敏感性和应变率效应等.研究结果有利于进一步理解该材料模型的特性,并为混凝土构件的有限元分析奠定一定的理论基础.     

核级石墨氧化后孔隙结构表征

 高温气冷堆是第4代先进核能系统的候选堆型之一,核级石墨作为高温气冷堆重要的中子慢化剂、反射层和结构材料,对于保证反应堆的安全运行和完整性至关重要。核级石墨的氧化会引起其内部孔隙结构的变化,从而对其力学、热学、辐照等性能产生影响。本文介绍了定量描述核级石墨氧化后孔隙结构特征的参量,包括孔隙率、失重率、孔径及BET面积等。系统地总结了国内外用于核级石墨氧化后微观结构表征的常用方法和应用现状,包括直接测量方法和间接测量方法两大类,前者主要有质量-体积法、压汞法、气体吸附法等,后者主要有光学显微成像、X射线成像、显微CT技术、超声波法等;讨论了各种方法和技术的工作原理、应用范围和优缺点,并对核级石墨氧化后的性能研究进行了展望。     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

基于计算流体动力学方法的氟盐冷却高温堆安全限值分析

氟盐冷却高温堆(FHR)是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。以上海应用物理研究所设计的球床FHR(PB-FHR)为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

ADS次临界堆芯动态特性模拟

次临界反应堆依靠质子束打靶产生的中子来维持运行,其动态行为与普通临界堆不同.本文建立了铅铋次临界堆芯的动态模型,编写了相应的计算程序,验证了ADS中子动力学模拟的正确性.本文分别模拟了冷却剂入口温度和流量变化对次临界堆的影响.同时,模拟了不同加速器频率下,次临界反应堆的动态响应.结果表明,冷却剂入口温度和流量,均会影响次临界堆的安全运行;选择高频率的质子加速器可以保持次临界堆的稳定运行.     

不同模量石墨简支梁的弹塑性分析及试验研究

石墨烯是一种强度最大、具有拉压不同弹性模量的材料.石墨是石墨烯的原材料,由于其良好的耐辐照性能,广泛地应用于国防核工业,研究石墨的不同模量力学特性正在成为一种新的研究趋向.实验测试了MSL82型号石墨的力学行为,证明并得到石墨材料的拉压不同模量比值.同时建立了不同模量弯曲梁的弹塑性分析理论模型.通过与测试数据的比较,验证了模型的准确性.研究表明:不同模量石墨梁在弹性阶段,中性轴的位置偏向下方受压侧,但不随荷载变化;拉压模量比对截面的应力分布影响很大,减小拉压模量比,可减小最大拉应力;而增大拉压模量比,则可以减小最大压应力.进入塑性阶段后,随着外荷载的增加,中性层的位置上升,最终的位置由拉压屈服极限的比值决定;随着截面的塑性发展,拉压模量比对截面应力分布的影响逐步减小,但对应变的影响仍然较大.因此,可通过改变拉压模量比来控制截面的最大拉压应变.     

堆内构件用不锈钢辐照加速应力腐蚀开裂研究进展

 针对核电站堆内构件用不锈钢的辐照加速应力腐蚀开裂（IASCC）问题,分析了发生IASCC 的可能机制,论述了进行IASCC 模拟研究的方法,提出了缓解IASCC 的具体措施。辐照诱导偏析引起的晶界Cr 贫化、辐照硬化与辐照形变是发生IASCC 的可能机制;带电粒子辐照、敏化处理和多尺度模拟是反应堆堆内构件用不锈钢IASCC 研究的主要模拟方法;化学元素控制、微结构处理、应力水平控制与水化学成分控制是缓解不锈钢IASCC 的重要措施。     

几何相似体应力-应变分布相同时的载荷关系

为了保证几何相似模型与原件具有完全相同的应力-应变分布,必须对几何相似模型施加与实际构件成对应比例的各种载荷,因此需要寻求几何相似模型在应力-应变分布完全相同时各种外加载荷的比例关系。从相似理论入手,以2端固支的矩形梁下表面边线中点的应力解析表达式为基础进行推导,得出相应的理论载荷关系,并用算例在弹塑性状态下验证了所得关系的正确性。得到的结论是:对于2个几何相似构件,若几何相似系数为kl,则当外加集中载荷的载荷系数为kl、均布线载荷的载荷系数为kl、均布面载荷的载荷系数为1时,2构件的应力-应变分布完全相同。     

非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

ABAQUS混凝土损伤塑性模型的静力性能分析

为评估ABAQUS有限元软件中混凝土损伤塑性模型分析混凝土材料和构件静力性能的能力,用该模型对混凝土材料单轴、双轴应力状态下力学性能以及构件的抗弯、抗剪性能进行模拟,并与试验结果进行对比分析.结果表明,混凝土损伤塑性模型可以较为精确地模拟单轴受压、单轴受拉、双轴受压以及双轴受拉状态下混凝土材料的力学性能,能较好地反映双轴应力状态下的材料破坏包络线,也能较好地预测钢筋混凝土构件的抗弯和抗剪性能及其破坏特征,但不能很好地描述双轴拉压应力状态下混凝土材料的力学性能,也不能反映材料的体积应变发展变化规律.