空间热离子反应堆燃料元件力学性能分析程序开发

为了实现对空间热离子反应堆燃料元件运行期间安全性能的预测,研究开发了一种燃料元件力学性能分析程序,并针对多层圆筒状的TOPAZ-Ⅱ热离子燃料元件开展了应力、应变和几何变形的高精度模拟。程序考虑了核燃料在高温辐照环境下的辐照肿胀,并分析了燃料芯块-发射极在发生接触后的力学响应问题,从而快速且准确地求解燃料芯块和发射极的力学状态,以对空间热离子反应堆运行期间的性能提供准确预测。结果表明：在正常运行情况下,空间热离子反应堆燃料会发生显著的肿胀效应,其造成的变形将导致燃料元件热电转换效率降低、元件失效等安全隐患。     

纳米特性表面圆柱型高速喷流沸腾临界热流密度的实验研究

制备了分别具有亲水和疏水特性的2种纳米特性表面,对具有不同固液接触角的传热面上圆柱型高速水喷流沸腾的沸腾临界热流密度(CHF)进行了系统的稳态实验研究,重点考察了喷流速度,过冷度和传热面固液接触角对CHF的影响。通过研究整理了传热面固液接触角和CHF之间的实验关系。对作者过去提出的饱和液与过冷液圆柱喷流沸腾CHF的半理论关系式进行了扩展和改进,使公式扩展到高流速范围和广泛的固液接触角范围。改进的关系式与实验数据符合得很好.     

以锕系元素为燃料的先进型次临界增殖反应堆研究

以锕系元素为燃料的次临界增殖反应堆，在Ｄ－Ｔ聚变中子源驱动下，可以更有效地利用有限的铀资源；反应堆ｄｅｆｆ〈１，且功率密度较低，有较好的安全性，反应堆对Ｄ－Ｔ中子源要求低。５０ＭＷｔ￣１００ＭＷｔ的聚变功率即可满足１ＧＷｅ反应堆要求，包层可生产足够的氚供堆芯降聚使用，此外每年还可以增殖１０００ｋｇ左右可裂变元素供裂变堆使用，支持同等功率３￣４个裂变堆，反应堆每年燃料３￣４个裂变堆产生的锕系元素。     

铀-钍混合燃料反应堆的可行性分析

分析了以铀为燃料的核电系统的弊端、钍燃料反应堆的理论技术依据和世界范围内钍燃料反应堆的研究状况。提出在我国开发利用钍资源,建立铀．钍混合燃料反应堆具有的独特优势,建议应加大钍资源开发人力物力投入,改变我国核电利用水平落后和钍资源流失之现状。Nuclear energy is a preferred option for electric power generation. The disadvantages of the current uranium-dioxide （UO2 ） fuel in nuclear power were presented and the reactor using the mixed thorium dioxide and uranium dioxide fuel （ ThO2-UO2 ） in the near future was foretold. A proposal to strengthen the research cooperation on the use of the thorium mineral resources in china was put forward.     

等离子体理论—用球形托卡马克建立D-^3He聚变反应堆的可能性

最近几年，在磁约束聚变研究中，一类新的途径，即叫做球型托卡马克或叫做球形环的途径，取得了重要的进展,同时，托卡马克继续取得进展，国际热核实验反应堆计划（ITER）已进入实施阶段。在球形环实验中，经常可以达到高达50％以上的磁流体稳定的比压值。球形环的约束定标关系，虽然不如托卡马克那样具有庞大的数据库，但看起来也不比托卡马克差。于是，基于D及^3He之类先进燃料的聚变反应堆的兴趣有所回升，因为这类反应堆产生的高能中子的数量要小很多，后者对第一壁的损伤使得壁材料问题成为一个很困难的问题。本文利用ITER设计中公认的定标律及运行参数窗口来探讨建立基于球形环概念的D和^3He燃料的聚变反应堆的可能性。     

PCM软件包燃料组件弯曲模型的开发及验证北大核心CSCD

燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲,该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO,开发了专门的燃料组件弯曲模型,以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响,并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算。计算结果表明,PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好,该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算。燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响,需要在设计中予以特别关注。     

高温堆球流模拟在堆物理中的应用

介绍了高温气冷球床反应堆物理计算中燃料元件流动特性模拟的方法,对10MW高温堆进行了计算,与未考虑堆芯中燃料曲线流动的简化计算结果进行了比较。     

高保真物理-热工耦合计算方法研究及应用

反应堆高保真物理-热工耦合计算可以更准确、更详细地模拟和预测反应堆堆芯行为,从而进一步提高核反应堆的安全性和经济性。基于精确的几何建模与高精度的中子学计算方法,通过耦合pin-by-pin子通道热工水力计算,进行了高保真中子学和物理-热工耦合计算方法研究,研制了反应堆高保真物理-热工耦合计算程序NECP-X/CTF。在此基础上分析了燃料棒导热模型、间隙导热率等计算模型对高保真物理-热工耦合计算结果的影响,最终将耦合系统应用于大型压水堆关键安全参数的计算。结果表明,高保真物理-热工耦合不但可以获得精确的宏观参数,还可以获得精细的燃料棒功率、燃料棒温度等精细参数。     

板状燃料组件流道部分堵塞的安全边界研究

为掌握板状燃料组件内多个流道堵塞下的流动换热特性,获得流动堵塞致传热恶化的触发边界,以提高板状燃料反应堆的运行安全性,以典型板状燃料堆JRR-3M的标准燃料组件为对象,基于定性分析将流道堵塞事故分为非相邻流道堵塞与相邻流道堵塞两类,采用计算流体动力学软件ANSYS Fluent对两类流道堵塞事故下的流动换热特性进行模拟。模拟结果表明:非相邻流道完全堵塞或相邻流道最大堵塞率低于35%,流道内不会发生局部沸腾且燃料最高温度低于许用温度。基于上述结果,可确定JRR-3M反应堆在堵流事故下的安全运行边界。     

基于Kriging代理模型的铅铋反应堆智能优化方法北大核心CSCD

铅铋反应堆广泛应用的需求要求研究人员在现有堆芯方案的基础上开展大量优化设计工作。针对铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的多维非线性约束优化设计问题,基于Kriging代理模型、正交拉丁超立方抽样和SEUMRE空间搜索技术构建铅铋反应堆智能优化方法,耦合物理蒙卡计算/热工分析程序,开发包含抽样、耦合程序前后处理、反应堆优化分析功能的优化平台,并以铅铋反应堆SPALLER-4,URANUS为原型分别开展最小燃料装载量的方案寻优与参数优化验证。验证结果表明,该智能优化方法用于铅铋反应堆设计方案寻优和堆芯参数优化可行、有效,相比传统蒙卡程序计算寻优,在保证预测精度前提下极大地降低了计算成本,与URANUS初始模型比较,燃料装载量、堆芯总质量、活性区体积、堆芯总体积分别优化10.8%,11.5%,18.1%,17.1%,为基于代理模型的智能优化方法应用于铅铋反应堆的优化设计提供参考。     

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO₂,(U_0.9Pu_0.1)O₂,U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t?1),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。     

MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试

反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP 处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP 和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA 基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

超临界压力下竖直管内水的传热关系式研究

超临界压力下水的管内传热计算在诸多领域有广泛的应用,如火力发电与水冷反应堆等。由于实验数据与关系式数量的局限,现有关于超临界压力下水的管内传热关系式的评价结果差别很大,这给选择合适的关系式带来困难。从13篇现有文献获得了5366组超临界水竖直管内传热实验数据,将其按不同传热区域进行分类,并与27个现有关系式进行对比,结果发现,曾提出的关系式对于所有实验数据的平均绝对误差为5.4%,且为各个传热区域的最佳关系式,大大提高了对超临界水竖直管内传热计算的精度。研究表明,综合考虑物性修正和密度变化带来的浮升力效应能够显著改善关系式的预测性能。     

CF2燃料组件主要堆内辐照性能

结合辐照考验方案,评价了CF2先导燃料组件的机械性能及燃料棒的热力性能,结果表明各项性能均满足准则要求。结合辐照后池边检查结果,对CF2燃料组件的主要堆内辐照性能进行了研究,包括燃料组件及燃料棒生长和弯曲、定位格架生长等各项燃耗相关性能。结果表明,在燃耗达到44500 MWd/tU的情况下CF2燃料组件主要辐照性能均达到了预期水平,满足反应堆的使用要求。CF2燃料组件后续可批量应用于华龙一号。     

基于Dakota的燃料棒设计验证不确定度研究

燃料棒设计验证是评价燃料棒在反应堆内运行时安全性能的过程,其中输入参数的不确定度对评价结果有非常重要的影响。为了系统研究燃料棒设计验证的不确定度,使用Dakota中蒙特卡罗与拉丁超立方的非参数抽样方法,结合燃料棒性能分析软件开展了燃料棒设计验证计算,并与传统的不确定度计算方法进行了比较。结果表明,传统方法未充分考虑输入参数的不确定度,导致内压准则在正常运行条件下容易受到挑战,统计性的抽样方法弥补了这一缺陷,获得了较大的安全裕量,为燃料棒安全性以及经济性的提升提供了理论依据;同时,2种抽样方法所获得的燃料温度计算结果较传统方法更加具有参考意义;对于包壳腐蚀准则以及包壳应变准则,由于不确定度输入参数选取得当,抽样方法与传统方法的计算结果无明显区别。因此,基于非参数抽样的统计法对于评价燃料棒在反应堆内的安全性能更加具有实用性。     

加速器驱动嬗变研究装置中关键材料的辐照损伤分析

反应堆中各结构部件的抗辐照性能,对整个系统的使用寿命及安全性有较大的影响。本工作通过MCNPx2.70蒙特卡罗软件建立CiADS散裂靶次临界反应堆模型,结合NJOY2016核数据截面处理软件制作的材料原子离位截面,在堆芯组件数分别为30,42,72盒的情况下分别计算和分析了316L、15-15Ti、SIMP 3种不锈钢材料和ZTA陶瓷作为候选结构材料的中子辐照损伤情况。当用作CiADS燃料包壳时,3种不锈钢材料中SIMP制成的包壳的R_dpa值最小,在燃料组件数为30,42,72盒的情况下其年辐照损伤量分别约为1.16,1.61和12.0 dpa/a。而ZTA制成的燃料包壳的R_dpa值均大于不锈钢材料的辐照损伤。在散裂靶次临界反应堆耦合区域,轴向上CiADS中心管在束靶作用面附近所受到的辐照损伤最大。燃料组件数为30盒时,由316L制成的中心管的辐照损伤率峰值约为2.7 dpa/a。     

反应堆核泵浦~3He-Ar-Xe气体激光腔内能量沉积数值模拟研究

在 TRIM软件计算结果的基础上利用蒙卡方法编制了能量沉积效率与损失率的 EDL计算软件 ,模拟计算了泵浦腔尺寸、混合气体中 3 He分压等参数与能量沉积密度之间的关系 ,研究了反应堆核泵浦激光腔内的能量沉积问题 ,推导出了能量沉积密度的函数关系式。     

我国自建的第一座实验性重水反应堆

在党的领导下,在苏联无私的帮助下,我国第一座原子反应堆已于六月十三日建成,并开始了链式反应。这个反应堆是实验性重水反应堆。规定功率为7000瓩,最大功率可达10,000瓩。所以称之为实验性重水反应堆,是因为这个反应堆供科学研究而不是用来作为动力源(例如发电),而中子的减速及热量的导出是用重水来进行的。反应堆建成以后,我国科学工作者就有了优越的条件来进行一系列原子核物理方面的研究工作,同时能生产大量放射性同位素以供工