基于RELAP5的池式研究堆自然循环瞬态计算

反应堆的自然循环能力是其固有安全性的一项重要特征参数,利用RELAP5/Mod 3.4程序计算了JRR-3M池式研究堆在无应急冷却系统和有应急冷却系统条件下失去场外电源的事故工况,分析了冷却剂流动方向反转过程中的瞬态自然循环能力,并得到了最大自然循环载热能力。计算结果表明:应急冷却系统的投入明显地降低了燃料和冷却剂的温度,提高了反应堆的安全性;当衰变功率降低至590 kW时关闭辅助泵,利用自然循环能力可使反应堆达到安全状态。通过此研究堆的自然循环能力计算,验证了计算模型、计算方法的可行性,可进一步应用于此类型的研究堆。     

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。     

高温气冷堆堆芯球床的流动与换热分析

球床式高温气冷堆的堆芯堆积有大量的燃料球,具有多孔介质特征。本文利用计算流体力学商用软件ANSYS Fluent及其多孔介质模型模拟了球床内的流动与换热现象。通过高温气冷堆满功率稳态运行及失冷不失压事故工况的模拟,分析了球床的流场和温度场,并与高温气冷堆的热工设计计算结果对比,说明了计算流体力学软件及其多孔介质模型对于球床式高温气冷堆热工水力分析的适用性,为后续使用计算流体力学软件开展高温气冷堆的堆芯旁流等复杂热工水力学现象的分析奠定基础。     

硅酸锂球床等效导热率研究

基于计算流体力学(CFD)方法,结合国际热核实验反应堆(ITER)中实际使用的设计参数,对硅酸锂球床的传热特性进行了流固耦合传热分析,给出了多种工况下的热工水力结果。同时将用CFD得到的球床区域等效导热系数与相关实验的结果进行了比较。     

硅酸锂球床等效导热率研究

基于计算流体力学(CFD)方法,结合国际热核实验反应堆(ITER)中实际使用的设计参数,对硅酸锂球床的传热特性进行了流固耦合传热分析,给出了多种工况下的热工水力结果。同时将用CFD得到的球床区域等效导热系数与相关实验的结果进行了比较。     

CiADS带绕丝燃料棒束通道横流特性

CiADS次临界反应堆采用铅铋作为冷却剂,使用绕丝定位的闭式燃料组件。螺旋绕丝能够使流动工质发生横向交混,增强不同子通道间的动量交换。本工作使用ANSYS ICEM和STAR-CCM+软件划分了结构化网格和多面体网格,对CiADS燃料棒束通道横流特性进行研究,分析了结构化网格与非结构化网格对流动特性的影响。结果显示:相比于非结构化网格,结构化网格的子通道间横流量计算结果更接近LES的结果;结构化网格得到的摩擦因子系数与UCTD公式预测值最为接近,多面体网格的结果比经验公式的预测值小。同时,本研究对现有横流特性经验公式进行了改进,可更准确地预测带绕丝燃料棒束横流特性。上述研究成果提供了子通道程序优化的新思路,同时可为CiADS燃料组件热工水力设计与分析提供参考。     

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。     

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。     

铅冷快堆M2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计

堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作,直接影响着堆芯的经济性。目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法,但对于快堆,由于其中子能谱硬,与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布,快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000,应用SRAC/COREBN软件包进行堆芯燃耗计算,根据燃耗深度提取核素核子密度,计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估,然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。结果表明:对M2LFR-1000堆芯外区燃料换料组件Pu的富集度进行优化,可以延长换料周期到540 d,提高平均卸料燃耗深度;伪平衡循环结果与平衡循环基本一致,伪平衡循环可以用于燃料管理预估。     

液体燃料熔盐堆三维瞬态耦合分析

根据熔盐堆的流动特性,采用多群扩散理论,建立液体燃料熔盐堆的三维中子动力学模型和流动传热模型,开发针对液体燃料熔盐堆的三维核热耦合程序,并分析瞬态情况下MOSART堆的物理热工特性.结果表明：堆芯热工参数的瞬态变化直接影响物理参数的变化,液体熔盐堆具有较明显的温度负反馈特性.     

铅基反应堆燃料组件间隙横流周期性研究

燃料组件内冷却剂的横流对反应堆堆芯的换热有很大影响,为研究铅基反应堆燃料组件内冷却剂的横向速度分布,对CiADS反应堆燃料组件组件局部的7,19棒束的单螺距及多螺距多种几何进行建模和CFD（Computational Fluid Dynamics）模拟,并对其间隙内横向速度进行分析。研究表明: 19棒束组件内通道、角通道的相邻间隙内横向速度的分布在组件轴向和横向上有明显周期性,横向上根据两个内通道间隙平移旋转的位置关系由一个间隙的结果经过平移一定相位角度可以得到另一个间隙分布结果,沿轴向多螺距模型每个螺距长度内横向速度分布一致。7棒束组件在相同类型通道内横向速度分布大小及趋势与19棒束一致。少棒束单螺距组件结果进行横向及轴向的周期性延拓可以得到多棒束多螺距模型间隙内的横流分布。Cross flow of a coolant in fuel assembly had a great impact on the heat transfer of a reactor core. In order to study the characteristics of the cross flow in lead-based fast reactor assemblies, the CiADS fuel assemblies were used as research object. Fine geometric models and CFD simulation of 7 and 19 pin bundle and multi-pitch length assemblies based on CiADS fuel assemblies were carried out. The distribution of the cross flow velocity in several geometric models was compared and analyzed. The results show that the distribution of the cross flow velocity in gaps of interior and corner channel in 19 pin bundle has obvious periodicity in both axial and horizontal direction. In the horizontal direction, the results of one gap can be translated by a certain phase angle to obtain another gap distribution result according to the positional relationship of the translational rotations of the two internal channel gaps. The distribution of cross flow velocity is uniform in each pitch length of multi-pitch model in the axial direction. And the distribution of transverse flow in gaps of 7 pin bundle is similar to the distribution in the same kind of gaps in 19 pin bundle. The results of fewer pin bundle with single pitch length can be periodically extended in axial and transverse direction to obtain the characteristics of cross flow in geometric models with multi-pitch length and more rods.     

启明星Ⅱ次临界非稳态热中子注量率测量

中子注量率及分布是反应堆的重要参数,本工作通过核数守恒在非稳态情况下的推导和求解,从理论上论证了次临界反应堆非稳态情况下中子注量率测量的可行性。将活化法和固体径迹法有机结合,利用固体径迹探测器标定活化片的测量数据,测量了启明星Ⅱ零功率装置的He-3管实验孔道内及反应堆外壁的中子注量率的分布,并与模拟计算结果进行了比较,利用MCNPX程序得到的模拟计算结果与实验结果的趋势一致,证明了该测量方法可以测量低通量的中子注量率,可实现反应堆不同时刻、不同位置的中子注量率测量,为CiADS技术的研发提供了实验数据与技术支撑。Neutron flux measurements were carried out at VENUS-Ⅱ lead-based zero power reactor by neutron activation method combined with solid-state nuclear track detectors (SSNTD). This experimental method was proposed based on the principle of nuclear number conservation when a foil was irradiated in an unsteady-state neutron field. By this method, thermal neutron flux distributions inside the He-3 duct were measured when VENUS-Ⅱ was operated under unsteady-state. The neutron flux distributions were also calculated with MCNPX code and were consistent with the experimental data. In addition, the neutron fluxes in the outer layer of VENUSⅡ were measured under steady-state. These results would benefit the further study of experimental methods for neutron flux measurement and provide important support for the design of CiADS.     

从“福岛第一核电站事故”看我国核能利用的核安全

文章简要说明了福岛第一核电站事故的起因、发展和后果,并对核电站全厂断电、反应堆压力容器及安全壳超压、氢爆等导致事故恶化的原因作了分析.文章还就导致福岛核事故的相关因素与我国核电站的安全设计及防范对策进行了分析比较.在吸取福岛核事故的经验教训方面,文章提出了若干值得引发关注的启示,作为我国在建和在役核电站的改进,以及新设计核电站的参考.文章还就我国能源的状况,核能发展的必要性,以及核能发展的方针进行了探讨.     

响应面方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率

在核电站安全研究中，概率安全评价方法已经得到了广泛的应用.但是对于采用非能动设计的核电站系统，其可靠性分析的研究还处于初级阶段.非能动系统的失效不但要考虑常规可靠性分析中考虑的设备失效，还要考虑物理过程的失效.物理过程失效概率的计算方法和能动系统可靠性分析方法完全不同.本文给出物理过程失效的数学描述，介绍了一次二阶矩法、响应面方法，并且应用响应面方法计算了清华大学核能技术设计研究院10MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统失效概率的近似值. 关键词： 概率安全评价 非能动系统 可靠性 响应面     

ADS堆功率控制研究及其在DCS系统的实施

研究了基于加速器束流强度调节来控制中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)次临界堆功率的方法.束流强度的调节是通过比较堆功率的测量值和设定值,由PID(比例-积分-微分)控制器自动控制可调光阑的孔径大小完成的.为了评估所提出的自动控制方法,基于点堆动力学方程建立了CiADS次临界堆堆芯模型.基于CiADS堆芯模型的仿真...     

氦气实验回路HeCEL-3概念设计的初步系统分析

利用大型系统与安全分析软件APROS 对氦冷实验回路(HeCEL-3)进行了包括稳态和瞬态的工况分析,不仅给出了回路设备参数的选取参考值、回路热工参数的分布,而且给出了回路瞬态运行的主要参数变化,为回路的设计和进一步设备调研提供了数据参考。同时,其分析过程和结果对中国聚变工程实验堆(CFETR)和未来聚变堆冷却回路的设计也有一定的借鉴意义。     

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Various operating conditions of the HeCEL-3 helium coolant experimental loop, including steady state and transient state scenarios, have been simulated using large-scale system and safety analysis software APROS. The results not only provide reference values for the equipment parameters and the ranges of the thermal hydraulic parameter, but also give the changes of main parameters during transient operation. These provide a comprehensive reference data for the preliminary design of the loop. Meanwhile, the analysis results also can provide references for the design of cooling system of China fusion engineering test reactor (CFETR) and future nuclear fusion reactor.