超临界水冷堆混合慢化燃料组件设计

现有的超临界水冷堆（SCWR）燃料组件通过采用水棒组件设计方式,以解决中子慢化不足的问题,但对组件及堆芯设计方案的工程可行性带来巨大挑战。提出混合慢化燃料组件,利用未流经燃料区加热的冷却剂与燃料区内固体慢化剂的混合设计,达到完全取消组件水棒设计的目的,实现超临界水冷堆组件的简化设计。计算分析表明,与水棒组件相比,混合慢化燃料组件不仅设计相对简化,而且具有较高的经济性和安全性。     

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。     

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采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。     

钍基熔盐堆和核能综合利用

正发展具有经济可行性、固有安全性且能够更好地解决核燃料和核废料问题的未来先进核能系统,始终是国际核能科技界的努力方向和研发热点,以此为目标,国际核能界在2002年遴选出了六种第四代先进核能系统的候选堆型。钍基熔盐堆是其中唯一的"液态燃料+高温+常压"堆型,其采用氟化熔盐作为核燃料载体或冷却剂,能够在线添加核燃料和处理裂变产物,国际公认适合于钍基核燃料的高效利用。随着技术的进步,被认为是最容易实现商     

铀氢锆脉冲反应堆脉冲特性研究

在Ｆｕｃｈｓ－Ｈａｎｓｅｎ绝热模型的基础上,推导了铀氢锆脉冲堆的脉冲参数计算公式,计算了西安脉冲堆在引入不同反应性时的脉冲参数,并分析了计算西安脉冲堆堆芯水腔和Ｍｏ－Ｔｃ靶件对堆的安全参数的影响。     

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根据聚变-裂变混合堆概念堆型的燃料区水冷设计,通过FLUENT建模和模拟计算,比较了均匀流量和按燃料单元发热量比例分配流量两种冷却剂布置方案。数值计算结果表明,这两种布置方案中燃料单元之间的导热很小,除燃料单元1中冷却管道外,其余的冷却管道带走的热量几乎等于相应燃料单元的发热量,在用系统分析程序等效建模时,不必重新确定冷却管道的热构件;对后一种布置方案燃料区的最高温度更低,温度分布更均匀,但温度展平效果并不明显。计算了堆外自然循环系统在假设的失水事故(LOCA)中的导热能力。结果表明,如果不采用自然循环系统,停堆后520s发生堆芯熔化;但是如果采用自然循环系统,停堆后1000s,燃料区的最高温度只达到584.4°C,不会发生堆芯熔化。     

超临界CO_2横掠管束对流换热数值模拟

随着第四代核能系统的研发,使用高效、安全、经济的超临界二氧化碳作为冷却剂或二回路能量转换工质的反应堆成为研究热点。管壳式换热器具有制造维护简单、流动压降小的特点,在超临界二氧化碳对流换热中具有一定的应用前景。本文使用数值模拟方法研究了超临界二氧化碳横掠管束对流换热特性。结果表明:超临界二氧化碳横掠管束是周期性流动,拟临界区的超临界二氧化碳横掠管束流动换热不同于远离拟临界点的超临界区。Zukauskas关联式适用于远离拟临界点的超临界区对流换热Nu计算,不适用于拟临界区Nu计算。本文对Zukauskas关联式在拟临界区进行了修正,修正后的公式适用于7.5 MPa下主流温度300～310 K的拟临界区Nu计算,最大误差为21.40%。     

超临界反应堆子通道流动传热数值分析

目前国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热的认识还十分欠缺.本文采用CFX对超临界水冷堆典型子通道内的流动传热特征进行了CFD研究,对比分析了四边形和三角形布置的两类子通道流动传热特征.计算结果表明二阶SSG湍流模型能较好地模拟子通道内的超临界流体流动和传热特征.流动特征的分析表明四边形子通道内的二次流比三角形子通道内的复杂,强度也更大.两类子通道内的湍流脉动特征类似,当栅距较小时其间隙处的湍流交混系数都在0.02～0.025之间.四边形子通道的周向温度和换热不均匀性比三角形子通道的强烈.     

高产额脉冲堆爆发脉冲过程力学特性数值模拟

脉冲堆的性能主要受机械冲击引起的物理损伤的限制。高产额脉冲堆比CFBR-Ⅱ等金属铀脉冲堆追求更窄的脉冲宽度和更高的裂变产额,脉冲过程应力变化更加剧烈。为了获得高产额脉冲堆爆发脉冲过程中应力应变的分布,为新型脉冲堆设计和安全分析提供技术支持,基于圆柱型的铀钼合金快中子脉冲堆Godiva Ⅳ,以点堆方程以及MC(蒙特卡罗)方法对其中子产额以及功率分布进行了计算。并建立了快中子脉冲堆Godiva Ⅳ的三维模型,基于已知功率分布条件,利用有限元计算软件ANSYS Mechanical对其脉冲动态过程进行了瞬态的有限元计算,得到了Godiva Ⅳ圆柱型金属燃料在超临界脉冲爆发条件下的应力响应特性。     

铅基反应堆自然循环与应急余热排出研究

自然循环特性是铅基反应堆一回路的关键运行特性,对反应堆的非能动应急余热排出具有重要的影响,自然循环特性与余热排出能力是反应堆热工水力研究的重要内容。采用多孔介质方法,建立了CiADS铅基堆1/4三维计算模型,使用FLUENT程序对额定工况与低功率工况进行稳态计算。为了研究全厂断电事故下的余热排出过程,从热工水力的等效原则出发,尝试建立二维等效模型以提高瞬态计算效率。结果表明,CiADS铅基堆具备低功率自然循环运行能力和一定的事故容错能力;二维等效模型与三维模型计算结果吻合较好,可用于瞬态下的简化分析;CiADS铅基堆的非能动余热排出系统能够较好地应对全厂断电事故,反应堆具有良好的固有安全性。     

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。     

Dynamic characteristics of a VK-50 reactor operating under conditions of the loss of a normal feedwater flow

The paper describes the conditions of the ATWS type with virtually complete cessation of the feed-water flow at the operating power level of a reactor of the VK-50 type. Under these conditions, the role of spatial kinetics in the system of feedback between thermohydraulic and nuclear processes with bulk boiling of the coolant in the reactor core is clearly seen. This feature determines the specific character of experimental data obtained and the suitability of their use for verification of the associated codes used for calculating water-water reactors.     

高温气冷堆堆芯球床流动与温度分布均匀性研究

由于燃料球的随机分布和球床的壁面效应,球床式高温气冷堆堆芯孔隙率分布会有一定的不均匀性。深入认识壁面漏流、随机孔隙率对球床温度分布均匀性的影响对进一步提高高温气冷堆冷却剂出口温度及其安全性具有重要意义。本文采用多孔介质模型实现了对堆芯球床壁面漏流、随机孔隙率效应的数值模拟。结果表明,由于壁面漏流效应,壁面附近局部区域冷却剂最大速度会比中心高50%,对球床温度影响则不大。中心区域局部极小、极大孔隙率只对很小区域内流速和温度有影响,但温度变化幅值很小。球床中心随机孔隙率使冷却剂速度波动小于13%,对球床温度影响很小。     

Prospects for and problems of using light-water supercritical-pressure coolant in nuclear reactors in order to increase the efficiency of the nuclear fuel cycle

Trends in the development of the power sector of the Russian and world power industries both at present time and in the near future are analyzed. Trends in the rise of prices for reserves of fossil and nuclear fuels used for electricity production are compared. An analysis of the competitiveness of electricity production at nuclear power plants as compared to the competitiveness of electricity produced at coal-fired and natural-gas-fired thermal power plants is performed. The efficiency of the open nuclear fuel cycle and various versions of the closed nuclear fuel cycle is discussed. The requirements on light-water reactors under the scenario of dynamic development of the nuclear power industry in Russia are determined. Results of analyzing the efficiency of fuel utilization for various versions of vessel-type light-water reactors with supercritical coolant are given. Advantages and problems of reactors with supercritical-pressure water are listed.     

Design analysis of the molten core confinement within the reactor vessel in the case of severe accidents at nuclear power plants equipped with a reactor of the VVER type

The present paper reports the results of the preliminary design estimate of the behavior of the core melt in vessels of reactors of the VVER-600 and VVER-1300 types (a standard optimized and informative nuclear power unit based on VVER technology—VVER TOI) in the case of beyond-design-basis severe accidents. The basic processes determining the state of the core melt in the reactor vessel are analyzed. The concept of molten core confinement within the vessel based on the idea of outside cooling is discussed. Basic assumptions and models, as well as the results of calculation of the interaction between molten materials of the core and the wall of the reactor vessel performed by means of the SOCRAT severe accident code, are presented and discussed. On the basis of the data obtained, the requirements on the operation of the safety systems are determined, upon the fulfillment of which there will appear potential prerequisites for implementing the concept of the confinement of the core melt within the reactor in cases of severe accidents at nuclear power plants equipped with VVER reactors.     

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ITER聚变装置在运行过程中会产生大量的灰尘,当发生事故冷却水进入时,与热的灰尘发生反应产生氢气。氢气聚集后可能会燃烧甚至爆炸,对装置产生破坏。运用CFD的方法对“Wet Bypass”事故后反应产生的氢气风险进行了分析评价,得出在事故的初始阶段氢气达到了燃爆的风险,不同流量的冷却水泄漏进入真空室内会带来不同的氢气风险强度,在冷却水进入量十分大的情况下会惰化灰尘产生的氢气风险。并对注入二氧化碳惰化真空室气体空间的措施进行了分析,在事故发生的初期以较大速率充入二氧化碳能够降低氢气带来的风险。     

燃料与冷却剂相互作用的数值模拟

本文通过对MIXA06实验的模拟来研究发生在核反应堆严重事故情况下的燃料与冷却剂相互作用(FCIs)细粒化混合过程.采用基于泰勒不稳定性的水力学细粒化模型,对这种高温熔融物与低温冷却剂接触时的强烈热物理作用过程进行数值计算和预测,研究在低韦伯数条件下水力学细粒化模型的适用性.计算结果和参数敏感性分析结果表明,水力学模型低估了熔融液滴的细粒化率.     

压力管式超临界水堆堆芯核热耦合

针对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)新型62棒设计,其功率密度与燃料温度、冷却剂密度/温度紧密耦合,利用中子物理分析程序(WIMS-AECL)和子通道分析程序(ATHAS),对该设计堆芯进行核热耦合分析,并进行优化,结果表明该耦合方法是有效的。分析结果指出新型62棒燃料组件设计包壳最高温度和冷却剂出口温度都低于设计限值,满足设计目标;并且可以通过调整内外圈燃料富集度至5.5%和4.6%、调整燃料组件内圈棒束节圆由5.30cm到5.175cm,进行优化来获取一个均匀的温度分布;通过对比不同栅距下的慢化剂温度系数和空泡系数,得到一个最佳栅距为21cm。     

Wave processes at outflow of water coolant with initial supercritical parameters

Simulation is presented for the case of water coolant outflow with initial supercritical parameters after high pressure pipeline breaking. The nonequilibrium relaxation model of phase transition was developed and validated. The model describes both boiling and condensation processes.