三维堆芯功率能力验证保守性分析

介绍了CPR1000电厂目前使用的三维功率能力验证方法,从输入假设和计算过程两个方面入手,详细说明论证方法存在的保守性,得出输入假设的不确定性需要重新进行确定,分析过程中可以去掉1.04的保守因子;计算过程也需要考虑实际运行区域,减少不可能出现的工况,即缩小分析区域。当换料设计的计算结果超限时,或者堆芯偏离核态沸腾比裕量不足时,可以通过减小运行区域和修改焓升因子的计算假设来挖掘裕量以满足安全要求。     

堆芯三维在线监测系统SOPHORA的实现与验证

SOPHORA是中广核集团自主研发的基于堆内固定式探测器（FID）的堆芯三维在线监测系统。根据测量的FID读数和堆芯状态参数,结合堆芯核设计软件COCO和热工子通道分析软件LINDEN,SOPHORA重构出最佳估算的三维功率分布,并给出功率峰值裕量和热工DNB裕量等重要运行参数。以某三环路电站的可移动式探测器（MID）实际测量数据为基础,模拟FID测量数据作为SOPHORA的输入。从SOPHORA的功率峰值（Fq,Fdh,Fz,DNBR）的输出结果与中广核集团自主研发的MAPLE通量图处理软件的实测功率峰值进行对比,Fq,Fdh,Fz的平均偏差分别为0.7%,0.13%,0.4%,DNBR的最大偏差仅1.4%,该结果表明,SOPHORA的堆芯三维功率重构的结果是合理可信的。     

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。     

基于QMU的高空电磁脉冲下电气电子设备易损性评估方法

高空电磁脉冲（HEMP）可能造成广域基础设施的故障或损毁,考虑到经济原因,需要科学合理地评估其中关键电气电子设备在HEMP辐照下的易损性。将不确定性量化与设备效应评估相结合,总结出基于裕量与不确定性量化（QMU）的电气电子设备易损性评估方法及其工作流程,包括:筛选设备关键参数,通常为耦合通道电流、电压的范数;通过HEMP环境及其与设备耦合的数值仿真及不确定性量化,得到HEMP下设备关键参数的概率分布,作为设备的威胁水平;对工作状态下设备进行HEMP效应试验,通过统计推断得到设备效应阈值概率分布,作为设备在威胁下的强度;计算威胁水平与设备强度间的距离,量化设备关键参数的裕量及其不确定性,评估HEMP下的设备易损性。基于QMU的电气电子设备易损性评估方法还可为后续防护设计提供基础数据和评估方法。     

计算饱和醇异构体标准生成焓的新方法

基于极性叠加原理,在成功设计烷烃异构体和多氯代烷烃生成焓计算新方法的基础上,设计了一种计算多元醇异构体生成焓的新方法,并合理地假定任一异构体的原子化焓等于三种键（C-C、C-H和C-O-H键）的键能、极性叠加能项以及氢键能项的加和。用这一模型拟合24种原子化粹数据,得到了标准生成焓的估算公式。为了检验预测的精确性,又设计了一种预测方法,使用在排除液预测的化合物条件下回归得到的参数,预测该化合物的生成焓。按这种方法,预测了24种异构体的生成焓。通过该5参数预测的相对于实验值的各种误差（平均绝对误差、均方根误差和最大绝对误差）不仅比7参数的基团法预测的对应误差小得多,而且比相应实验数据的误差还要小。与键加和法比较,该方法的模型包含了极性叠加能和氢键能量,该两项代表了主要的非键相互作用能,表征了不同异构体的结构差异,并大大减少了参数。     

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。     

中国氦冷固态包层热工水力瞬态安全分析

中国氦冷固态包层（TBM）是在国际热核聚变实验堆（ITER）上验证将来聚变商用堆技术可行性的重要一步，相应的热工水力安全分析是保证TBM及ITER安全运行的必要工作。本文使用RELAP5程序，计算了中国氦冷固态包层在稳态和各种严重事故下的热工水力瞬态行为。结果表明，中国氦冷固态包层稳态运行的各种参数都在设计给定范用内；各种事故状态中，由于Ex—Vessel LOCA事故会引起第一壁熔化．是回路系统最严重的失冷事故。In—Vessel LOCA和In—Box LOCA事故并不会对系统造成严重危害基于安全分析结果，TBM结构和中子学设计还可以做进一步改进。     

分布式光纤传感中非线性对注入光功率的限制

研究了G.652标准单模光纤中的自相位调制和受激布里渊散射两类光纤非线性效应导致的峰值功率限制.研究表明色散与自相位调制共同作用会引起脉冲波形的畸变,其作用大小主要取决于脉冲的峰值功率.受激布里渊散射则引起脉冲功率在光纤中的迅速衰落,进而限制传感距离,其作用大小主要取决于脉冲能量.实验结果表明,自相位调制对脉冲入射功率的限制作用更加明显.通过对实验数据的分析,给出了光纤非线性制约下光脉冲峰值功率上限值的经验性公式,可据此估算分布式光纤传感系统注入脉冲的最大功率.对于一个典型25 km分布式光纤传感系统,脉冲峰值入射功率上限值约为1 W.     

������������Ϳ�е��������¶ȵ���̽�뷨����

采用焓探针对大气压力下热喷涂等离子体射流的焓和温度进行了测量和计算,研究了氩气流量变化、电流变化和喷涂距离对等离子射流的焓和温度分布的影响。结果表明,氩气流量不变的情况下,随着功率的增加等离子体的焓值和温度增加;电流保持不变时,随着氩气流量的增加等离子体的焓值和温度不断减小,随着距离喷嘴出口轴向距离的增加,等离子体的焓值和温度都大幅度的降低;氩气流量变化对喷枪热效率影响不大,功率增大时,喷枪热效率增加显著,喷枪热效率最高可达到60%。     

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响）,并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。     

高增益包层失流事故热工安全分析

利用系统分析程序RELAP5/Mod 3.4对基于中国聚变工程实验堆(CFETR)的高增益包层聚变堆进行了全堆尺度的安全分析。针对包层结构复杂、部件众多的特点,提出了对包层两套冷却系统的复杂流动和传热结构的等效建模方法,并建立了两套冷却系统间的传热模型。在此基础上完成全包层模型,对稳态运行工况进行了计算验证,并选取燃料区全部失流事故进行安全分析。计算结果表明:在事故过程中,第一壁-产氚区冷却系统能够带走燃料区的部分衰变热,高增益包层的各项热工参数均未超过限值。这表明包层能够有效地抵御此类事故,具有良好的热工安全特性。     

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6 ℃及367.6 ℃,均远低于1204 ℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1 ℃,低于1482 ℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。     

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。     

新型钍基熔盐堆堆芯方案及燃耗分析

采用自主开发的SONG/TANG-MSR栅格/堆芯分析程序对新型钍基熔盐堆（TMSR）进行堆芯布置与燃耗分析计算。根据前期的栅格分析相关工作,TMSR采用了无铍（BeF2）燃料熔盐、氧化铍慢化剂以及碳化硅包壳,并在组件栅格初步优化分析的基础上,通过全堆芯计算对熔盐栅格进一步优化和分析,给出了堆芯三区布置方案。该方案具有较高的增殖比,负的功率系数,以及较平的温度分布。根据该堆芯方案,在考虑熔盐在线处理情况下进行了熔盐燃耗计算分析。结果表明,堆芯具有较高的增殖比、较短的倍增时间以及长期稳定运行能力。新型的钍基熔盐设计大大提高了增殖性能,同时又确保堆芯具有足够的安全性能。     

超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆 (HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000 MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,k是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。     

燃料操作事故辐射影响定量分析

以红沿河核电厂为对象，开展了CPR1000燃料操作事故放射性核素的来源、迁移途径、释放方式研究，构建了燃料存储室以及外环境的源项计算模型。在此基础上，定量地论证了该事故所产生的辐射影响，结果表明:基于前0.5%概率水平的厂址气象条件，得到非居住区边界以及规划限制区外边界16个标准方位的公众剂量均可满足GB 6249-2011限值要求，且尚存一定裕量。通过关键参数的敏感性分析，进一步识别出了剂量最大方位、主导核素、关键时段，论证了事故分析截断时间取12 h的合理性、燃料操作起始时间取100 h的必要性。同时，进一步研究了水洗深度及正常通风隔离时间对公众剂量的影响规律，公众剂量随水洗深度增加呈指数降低趋势，随正常通风隔离延迟时间变长而快速增加，相关研究可为各核电厂设计决策提供支持。     

压力管嵌入式燃料部件入口堵流事故多尺度热工模拟

压力管嵌入式燃料部件内冷却剂管道间不存在横向交混,若燃料辐照肿胀或碎片进入冷却管道内,容易引发堵流事故,造成局部冷却条件恶化,使燃料烧毁。考虑到次临界能源包层流动路径长、方向弯曲等特点,针对入口堵流事故提出一种多尺度热工模拟方法,通过RELAP5程序给计算流体力学(CFD)软件提供边界条件,对核功率密度最高的燃料部件入口处第一排单根流道部分堵塞和全部堵塞工况进行数值模拟,分析事故条件下燃料热工安全特性。结果表明:第一排单根流道部分堵塞时燃料温度仍满足安全限值,而全部堵塞时峰值温度将超过燃料相变温度限值。