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。     

控制棒掉落时对熔盐堆的瞬态分析

新概念熔盐堆在固有安全性、经济性等方面具有其它反应堆无法比拟的优点。但是,熔盐堆的开发利用也面临不少问题。本文主要研究控制棒掉落瞬时,熔盐堆堆芯内温度、中子通量及缓发中子先驱核的分布情况,进而可以为熔盐堆的安全性分析提供一定程度的参考。本文采用Comsol Multiphysics来研究熔盐堆堆芯区域,通过求解偏微分方程组来获得所需物理量的分布,其中扩散方程中忽略了熔盐流动对中子通量分布的影响。可以得到结论为燃料盐的流动对中子通量的影响较小,但是对于缓发中子先驱核的影响较为显著。     

辐照环境下各向同性核石墨材料应力分析模型

核石墨可用作裂变核能反应堆如气冷堆和熔盐堆的慢化剂材料,还可用作为冷却剂和控制棒提供通道的结构部件.为了保证反应堆的寿期安全性,石墨堆芯不仅需要保持完整,还要避免过度变形,从而保证在工作状态和事故环境下堆芯冷却剂不会受阻,也不会妨碍控制棒的移动.因此,核石墨构件的结构完整性评估是反应堆设计的基本要素之一.在反应堆环境下石墨构件的应力分析,除了通常的弹性应变和热应变,由于中子辐照引起的额外应变也是考虑因素之一.因此,需要定义辐照环境下核石墨应力和应变相关的本构方程.本文介绍了一种用于辐照环境下核石墨材料应力分析的材料模型,并应用此模型对核石墨砖进行了应力分析,以期了解由辐照环境引起的应变对石墨砖应力的影响,相应的计算结果对堆芯核石墨砖的设计具有理论参考意义.     

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。     

控制黑棒和灰棒对AP1000反应堆Keff值影响的M-C模拟

采用正在三门建造的AP1000核电厂堆芯参数,使用MCNP5程序建立AP1000堆芯数学模型。考虑了燃料棒、黑棒与灰棒7种不同排布方式,分3种情况通过调节黑棒和灰棒在堆芯中的深度来研究有效增值因数Keff值的变化情况。模拟结果表明:随着黑棒和灰棒在反应堆堆芯中的插入,Keff值在1.44—1.22之间变化。为了验证其合理性,并用1 000×10-6(ppm)的硼酸溶液进行了化学补偿模拟试验,计算得Keff值在1.17—1.07之间,基本能够满足降低过剩反应性的要求。     

径向滑动轴承表面缺陷对润滑状态影响的模拟研究

基于Reynolds方程对表面有缺陷的径向滑动轴承进行理论建模并开展数值模拟,获得表面有缺陷的轴承润滑过程中油膜厚度、压力分布。研究不同尺度和不同分布形式的缺陷对径向滑动轴承润滑状态的影响。结果表明,缺陷的周向位置对润滑状态的影响最大。缺陷位于滑油出口范围之前,轴承的承载力减小,摩擦因数增大;缺陷位于滑油出口之后,可形成附加楔形效应,使承载力增大,摩擦因数降低。缺陷宽度增加则会扩大以上因素的影响程度。缺陷的轴向位置对轴承润滑状态影响不大,但当缺陷在滑油出口之前且靠近轴承边缘时会明显降低承载力。     

基于两步小波变换的管道损伤识别

鉴于信号提取位置的不确定性,研究了信号提取位置对损伤识别的影响.对管道进行数值模拟,提取前两阶径向和切向位移模态.对轴向节点的径向位移模态进行小波变换,小波系数的模极大值反映了损伤的轴向位置;继续对环向节点的切向模态进行小波变换,通过模极大值来识别环向损伤位置;最后讨论了轴向损伤处节点径向位移的小波系数模极大值变化规律.结果表明:两步法可以有效识别损伤位置,轴向位置不含损伤时位移模态的小波系数能显示损伤的轴向位置但小波系数有所减少.     

太阳能热发电复合相变蓄热材料的实验研究

针对相变材料无机盐KNO3/NaNO3(摩尔比50/50)导热系数低,影响了蓄热系统充放热过程传热效率,制备了适用于太阳能热发电系统的无机盐/膨胀石墨复合相变材料,对复合相变材料的微观结构和热物性进行了分析,并搭建充放热测试平台对相变材料分别进行了热性能研究。结果表明:复合相变材料中的无机盐均匀分布在膨胀石墨中,其相变潜热与基于复合材料中无机盐质量分数的计算值相当,添加膨胀石墨后相变材料的导热系数得到了改善;在充热过程中纯无机盐的换热方式以自然对流为主,同一蓄热单元内沿轴向上下位置温差较大,不同蓄热单元内相同位置完成充热过程所需时间从上到下依次增加,而对于无机盐/膨胀石墨复合相变材料(质量比90/10)充热过程以导热为主;与纯无机盐不同,同一蓄热单元内沿轴向上下位置温度变化趋势基本一致,不同蓄热单元相同位置完成充热过程所需时间几乎没有差别。添加膨胀石墨后,相变材料的充热过程所需时间减少较小,而放热过程所需时间减少约45%,传热介质流量的变化对复合相变材料充/放热过程影响较小。     

静态破碎剂的轴向膨胀力学性能实验研究

针对静态破碎剂轴向膨胀力学行为进行了深入研究,提出了测量静态破碎剂膨胀压的轴向输出法,设计了测试系统及核心钢筒组件.分别采用轴向输出法和外管法对静态破碎剂膨胀压进行了测试.通过对比在不同孔径条件下两种方法测得的膨胀压,分析了孔径大小对静态破碎剂轴向膨胀压及其输出率的影响.结果表明:轴向输出法能够可靠准确测得静态破碎剂膨胀压;在固定的高径比条件下,静态破碎剂轴向膨胀压随孔径尺寸增大而增加;孔径小于50 mm时,自封孔效应导致静态破碎剂输出轴向膨胀压的能力减弱;孔径大于150 mm时,轴向膨胀压与径向膨胀压趋于一致,轴压输出率达100%.     

纤维复合材料修复缺陷管道的失效分析

为准确预测纤维复合材料修复缺陷管道的极限失效压力,基于管道钢材料、填充胶层和复合材料的极限失效状态,建立修复后缺陷管道的极限失效数值模型.以缺陷深度、轴向长度、环向长度以及修复层数来表征不同的修复工况,对不同的修复工况进行非线性数值分析.结果表明:对于未修复缺陷管道在单调递增内压力作用下,缺陷区域等效应力曲线可分为线弹性、塑性屈服和刚度退化三个阶段,且腐蚀程度对管道极限承压能力的影响极为显著;复合材料修复层在管道缺陷区域屈服后均能很好地抑制缺陷处的径向膨胀,起到加固修复作用,但对于同一缺陷工况,不同修复层数呈现出不同的失效模式,修复层数对复合材料修复性能具有显著影响;在相同修复层数下,修复后缺陷管道的极限承压能力随缺陷深度的增大呈较大的下降趋势,缺陷轴向长度和环向长度对复合材料修复性能的影响极为有限,但轴向和环向长度较大的缺陷管道其修复后的极限承压能力增量较大.     

MCNP/4B在MOX燃料临界计算中的应用

说明MOX燃料元件在核燃料循环过程中的意义及采用的计算方法．介绍了计算所用的实验资料，在此基础上，采用蒙特卡罗计算程序MCNP／4B计算了MOX燃料实验堆的有效增殖系数，在计算结果的基础上评价了MCNP／4B在MOX燃料实验堆计算中的有效性．同时在计算过程中引入一种建立输入卡的技巧．最后，讨论数据库对计算结果的影响，并分析了计算结果和实验值之间的误差来源．     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

缓发中子有效份额的测量及计算方法

缓发中子有效份额βeff是反应堆重要的动态参数,研究仅基于实验数据的βeff测量方法很有意义。首先,采用多路定标器(multi channel system,MCS)时间多道卡搭建数据采集平台,在清华大学工程物理系反应堆物理实验室的次临界装置上展开微观中子噪声的实验工作,利用双区Rossi-α方法分析实验测量的结果,以数值拟合的方式得到βeff的数值;同时研究基于Monte Carlo方法的中子-光子输运程序(Monte Carlo N-particle transport code,MCNP)软件在βeff计算方面的应用,计算次临界装置的相关动态参数。实验测量结果与计算结果符合良好,确认了实验方法的有效性。     

用MCNP程序计算水平辐照孔道屏蔽

研究堆中水平辐照孔道用以从堆芯附近引出高能中子流。由于水平辐照孔道的几何形状比较复杂 ,采用两维输运计算模型将会引入较大的误差 ;同时 ,在计算过程中由于粒子穿行的距离比较长 ,所需的计算时间也是很大的。讨论了如何用 Monte Carlo方法的 MCNP程序进行水平孔道的屏蔽计算 ,引入了分段 -衔接计算方法 ,着重介绍了与 MC-NP的接口和表面源的设置问题。计算结果表明 ,分段 -衔接的 MCNP方法能够大大的改善 Monte Carlo方法的抽样 ,很好地解决水平辐照孔道的屏蔽计算问题     

次临界堆芯参数变化对Keff值的影响

作为下一代能源的优先选择者，加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源，并能够转化具有长期放射性的核废料，提高了核安全．文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述，利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值，MCNP程序中最重要的就是输入文件，输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响．在解决输入文件问题的过程中，根据实际经验对计算条件进行多组假设，并对不同参数条件下产生的结论进行比较，最终得到Keff值的最佳结果。     

中子截面Doppler展宽算法及并行计算方法

为了提高现有中子截面Doppler展宽的计算效率,在反应堆物理蒙卡计算中实现在线Doppler展宽,提出了基于Gauss积分的连续能量中子截面Gauss展宽算法,以及与之相关的并行化计算方法,形成了全新的快速Doppler展宽方法,并编写了基于该方法的连续能量中子截面Doppler展宽程序。使用多个算例对该方法及程序进行了验证,并与传统方法进行了比较。验证结果表明,该方法在保证计算结果与传统Doppler展宽方法一致的前提下,计算速度相比传统方法提高了一个量级,完全可满足反应堆蒙卡计算中温度相关问题对截面快速Doppler展宽的需求。     

MCNP在惯性约束聚变核探测中的初步应用

随着惯性约束聚变的发展,对聚变产物特别是中子探测的定量分析变得非常重要。采用三维Monte Carlo输运程序MCNP(Monte Carlo N-particle),对不同铅屏蔽厚度下探测器的DT中子相对灵敏度,和中子半影成像的数值模拟进行了一定的研究。结果显示,相对灵敏度的模拟与实验结果符合得很好,而中子成像模拟能为惯性约束聚变物理实验的开展提供指导。     

BNCT物理剂量Monte Carlo程序系统——MCDB及算法

硼中子俘获治疗(BNCT,boron neutron capture therapy)规划软件系统MCDB(Monte Carlo dosimetry inbrain),包括医学前处理、Monte Carlo物理剂量计算和后处理。采用中心点方法确定网格的材料和密度,并自动生成Monte Carlo输入文件。MCDB借鉴并发展了一套网格几何下的快速粒子径迹算法,取得了与MCNP程序一致的剂量计算结果,计算速度较MCNP程序提高2.7~3.5倍。MCDB可进行并行计算,具有线性加速比,能够满足BNCT临床对计算时间和精度的要求。     

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

建立混合能谱超临界水冷堆（SCMR ： Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor）堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系数、剩余反应性、缓发中子有效份额和空泡反应性等堆芯参数,并对计算结果进行了分析比较．结果表明：从反应堆物理设计的角度考虑T-91钢作为包壳材料,具有较好的物理响应特性,为混合能谱超临界水冷堆的设计提供了理论基础．