混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的.     

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.     

超临界水冷堆辐照考验回路多尺度热工水力学分析

作为第四代核能系统中唯一的水冷反应堆,超临界水冷堆(SCWR)具有系统简单、热效率高、经济和安全性好等优点.中国和欧盟联合发起了第七框架研究计划国际合作项目"超临界水冷堆燃料性能验证实验(Supercritical Water-cooled Reactor Fuel Qualification Test, SCWR-FQT)",该实验将对超临界水环境下的小型燃料组件进行性能测试,为实验回路进行设计、分析和验证,并为其设计分析和安全许可申请提供支持.本文从计算流体力学、子通道、系统安全角度出发,对整个系统进行多尺度的热工水力安全分析.本文还对子通道程序COBRA和系统程序ATHLET中的传热模型、摩擦阻力模型和湍流交混模型等进行了修改,使其适用于超临界水冷堆模拟.另外,本文通过交换堆芯出口压力、冷却剂进口温度、堆芯进口冷却剂流量、活性区的产热和摩擦因子等参数实现程序耦合,以得到更为精细的热工水力行为.结果表明,修改过后的程序适用于超临界水回路瞬态分析,现有的安全系统设计可保证组件实验段在事故情况下得到有效冷却. CFD计算结果表明,绕丝对棒束流体传热有较大影响;子通道结果表明角通道堵塞条件下包壳温度最高.同时,计算也证实了多尺度耦合程序可精准预测事故进程和参数分布.     

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.     

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。     

改进Flower型超临界水冷快堆负空泡反应性初步分析设计

超临界水冷快堆结构简化,堆芯功率密度高并且不存在沸腾危机,是一种比较有前途的先进核能系统.但潜在的正空泡反应性系数是需要认真考虑的安全问题.本文建立了改进Flower型超临界水冷快堆堆芯模型,并通过对堆芯分区布置,冷却剂密度分层、MOX燃料合理设计、燃料富集度轴向分层布置,blanket组件盒厚度增加及内部通道采用贫铀冷却的方案,获得了负的空泡反应性系数,初步达到了堆芯的安全设计要求.     

超临界水冷堆技术研发概况及其关键问题

本文介绍了超临界水冷堆的概念、基本原理、固有特点及优势,综合分析了超临界水冷堆的国际研发现状及未来发展趋势,从工程研发的角度分解了超临界水冷堆工业应用的关键技术及问题.结合国内的技术现状及发展需求,介绍了中国超临界水冷堆技术研发牵头单位中国核动力研究设计院在超临界水冷堆研发方面的技术发展概况,并在此基础上提出了下一步的研发内容及需要针对开展的关键技术攻关工作.     

包壳相关行为对严重事故进程的影响分析

严重事故工况下,锆合金包壳与水剧烈反应,产生氢气并释放大量热量,会导致堆芯熔化。熔化的锆合金包壳发生共晶反应,二氧化铀与二氧化锆在低于其熔点时发生熔化,将对堆芯熔毁事故进程产生显著影响。本文使用一体化严重事故分析程序,研究百万千万级压水堆核电站发生全场断电叠加破口事故下,包壳行为对严重事故进程的影响。分析结果表明,锆水反应精细化计算模型修改后,全场断电叠加大破口事故下堆芯产氢量减少24.1 Kg;共晶反应能够加速熔融物向下封头迁移同时延长堆芯失效时间。     

CP600压水堆核电厂严重事故现象与纵深防御

<正>压水堆核电厂严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成核反应堆堆芯明显恶化的事故工况,可能由安全系统多重故障引起,并导致堆芯明显恶化,危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。压水堆核电厂严重事故的一般现象及其演变过程如下:1)堆芯裸露(1)堆芯裸露;(2)裸露区热量导出效率降低。2)氢气产生(1)包壳温度达到982~1204℃时,明显产生氢气,锆水反应产生热量,随着温度上升,反应速率增加;(2)包壳温度达到1427℃时,锆水反应成为自动催化反应,化学热超过衰变热成为堆芯加热主要部分。3)堆芯融化及压力容器内的重新定位(1)堆芯材料的重新定位:     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

中间夹层对不锈钢复合板界面结合性能的影响

在实验中借鉴了钎焊及扩散焊工艺的一些特点,运用中间夹层材料来促进不锈钢与碳钢的复合·主要对影响复合的各种因素,包括压力、温度、保温时间、保护气体等进行了一系列的实验,摸索出了几种中间夹层材料能够发挥最佳效果的工艺参数·在采用银铜锌中间夹层材料时,通过实验总结出当复合温度为750℃,首道次压下率为25%时可以实现不锈钢与碳钢之间的良好复合·使用纯净的氩气能够有效地防止复合表面的氧化·另外从理论上较为深入地分析了各项工艺参数对复合效果的影响·     

长周期光纤光栅模式与耦合系数的研究

从耦合模理论出发,采用三层介质光纤模型,用数值计算的方法分析了长周期光纤光栅纤芯模和包层模的有效折射率,一阶低次包层模的耦合系数随波长以及阶次的变化关系.研究发现,低次包层模的最大耦合系数对应的模次随波长增大而减小,不同光纤参数下耦合系数随波长变化的规律不同.耦合系数直接影响到光栅透射谱损耗峰峰值,这对长周期光栅的设计有一定的参考价值.     

激光熔覆工艺参数对熔覆层形貌的影响及优化

应用IPG-500激光器对45号钢进行了激光熔覆,研究了工艺参数对熔覆层形貌的影响,采用极差分析找出影响熔覆层形貌的关键因素.在此基础上,提出采用灰色关联度分析不同参数组合下的熔覆层质量与理想的熔覆层质量之间的关联度,从而找出最佳的激光熔覆工艺参数组合.结果表明,激光功率与扫描速度是影响熔覆层形貌的主要因素,并且在激光功率为400W,扫描速度为7mm/s及送粉速率为0.7r/min的条件下,所获得的熔覆层质量最优,为激光熔覆工艺参数的选择提供理论支持.     

爆炸复合参数的计算机辅助设计

爆炸复合是一个复杂的物理化学过程，其最佳工艺参数必须由试验确定，为了指导试验参数的选择，可根据理论放半经验公式，确定出工艺参数的范围，即爆炸复合焊接性窗口，该文依据确定爆炸复合焊接性窗口的方法，编制了计算机辅助设计程序，计算并绘制了钽－钢爆炸复合的焊接性窗口。     

环形激光熔覆工艺参数对显微组织的影响

目前激光熔覆快速成形技术普遍采用圆形、矩形或者线形光斑对熔覆粉末熔化并快速凝固,光斑和粉斑的耦合稳定性比较差。分析环形激光熔覆新工艺中工艺参数对成形零件显微组织的影响,不同工艺参数与熔覆层质量的关系,合理选择实验所得的工艺参数。     

机器人焊接增材再制造熔覆层成形影响因素分析

针对机器人焊接增材再制造过程,以Q235B为增材再制造基体材料,以DHQ49-1(H08Mn2SiA)为熔覆材料,通过正交试验的方法研究了焊接工艺参数对再制造熔覆成形平整度的影响规律,获得了最优的焊接工艺参数。研究结果表明,焊道偏移量对表面平整度的影响最为显著。采用实验获得的最优参数焊接熔覆的高度误差小于0.3 mm,宽度误差小于0.8 mm。该研究对机器人焊接增材再制造技术的成形精度控制及工艺优化提供了数据基础,具有一定的理论价值和现实意义。     

机器人焊接增材再制造熔覆层成形影响因素分析

针对机器人焊接增材再制造过程,以Q235B为增材再制造基体材料,以DHQ49-1(H08Mn2SiA)为熔覆材料,通过正交试验的方法研究了焊接工艺参数对再制造熔覆成形平整度的影响规律,获得了最优的焊接工艺参数。研究结果表明,焊道偏移量对表面平整度的影响最为显著。采用实验获得的最优参数焊接熔覆的高度误差小于0.3 mm,宽度误差小于0.8 mm。该研究对机器人焊接增材再制造技术的成形精度控制及工艺优化提供了数据基础,具有一定的理论价值和现实意义。     

ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

酸溶法传像束单丝成纤过程流体动力学分析

酸溶法是制造柔性光纤传像束的先进工艺,而三坩埚法拉制3层同轴单丝是酸溶法工艺中的关键技术。为了保证三坩埚法成纤时芯料、皮料和酸溶玻璃的物料平衡,首先设计了柔性光纤传像束的单丝直径和断面结构,测定了芯料、皮料和酸溶玻璃的黏度-温度曲线以及密度,并采用流体动力学的方法分析了玻璃在坩埚内的流动状态,最终根据流量平衡的原理提出了三坩埚设计参数的计算方法。该计算方法根据误差分析对计算参数进行调整后取得了良好的效果。