钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望

钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。

序言 钠冷快堆热工水力

在21世纪全球能源格局的深刻变革中,面对化石能源资源日益枯竭与环境污染加剧的双重挑战,能源结构的转型升级已成为时代赋予我们的紧迫使命。核能以其高能量密度、清洁排放及对环境影响小的独特优势,成为了推动能源革命的关键力量。

池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

快堆钠-水蒸汽发生器热工水力稳态综合性能研究

钠-水直流蒸汽发生器作为分隔钠冷快堆二、三回路的重要屏障,有着非常重要的地位。为分析蒸汽发生器的流动换热特性,西安交通大学搭建了快堆钠-水蒸汽发生器综合性能试验台架,开展了一系列稳态实验,并自主开发了一维两相热工水力设计程序。从稳态实验中选取低功率、中等功率以及满功率5个典型工况开展DeCOSS程序稳态计算。在对实验数据以及计算结果进行归一化处理后,对钠侧轴向温度分布以及蒸发器出口钠侧、水侧出口温度进行对比验证。可发现不同功率工况下,DeCOSS程序计算结果均与实验数据符合良好,验证了蒸汽发生器自主化设计和分析程序的正确性。此外,获取的实验数据也可反之修正DeCOSS程序计算方法,为今后钠-水蒸汽发生器开展相关课题的研究奠定基础。

高通量快堆辐照生产^(252)Cf关键因素分析

^(252)Cf放射源是一种高强度同位素中子源,在科学研究、装置研发等领域具有重大需求,但长期以来依赖于进口。基于高通量快堆初步设计方案开展辐照靶件设计,结合模拟计算结果得出影响^(252)Cf核素生产的关键因素。在5×10^(15)n·cm^(-2)·s^(-1)中子通量水平下,对三种采用不同氢化锆和Eu_(2)O_(3)吸收体辐照靶件设计方案进行裂变沉积能、能谱计算,并通过燃耗计算程序开展重锔、轻锔靶件燃耗计算,与美国辐照生产^(252)Cf实验值对比。结果表明:方案3的计算值与基准值吻合较好且最适用于重锔靶辐照生产^(252)Cf,方案2适用于通过短的辐照周期辐照生产重锔核素。本文的计算与分析可为高通量快堆辐照生产^(252)Cf提供理论与技术支撑。

基于ANSYS的细长轴车削过程中的模态分析

利用ANSYS软件对车削时的细长轴进行有预应力的模态分析,揭示车削转速、轴向力、跟刀架和中心架等的变化,对细长轴的刚度、振型的影响及其规律,从而得出提高细长轴车削质量的措施。

中国实验快堆一级概率安全评价初因事件的确定与分组

全面描述了作为一级概率安全评价重要研究基础的初因事件的确定和归集方法。列出了所有初因事件 ,通过分析对这些事件进行了归集 ,并初步确定事件的发生频度。为更进一步地深入分析奠定了重要基础。

基于ANSYS的汽车起重机吊臂的动态分析

基于ANSYS软件对汽车起重机整体吊臂进行了有限元模态分析,提取影响吊臂性能的模态振型和频率,从而了解各种工况不同频率载荷对整体吊臂的影响和吊臂整体动态刚度特点,为吊臂设计和改造提供理论依据。

中国实验快堆一级概率安全评价——事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究,根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析,确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后,根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树,为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。

OASIS程序的开发与应用

全面描述了对来自法国原子能委员会 (简称CEA)的快堆系统安全分析程序OASIS的引进和开发工作 ,并在此基础上介绍了该程序在中国实验快堆 (ChinaExperimentalFastReactor,简称CEFR)初步安全分析报告中对主给水管道断裂事故的分析计算。

堆芯燃料组件流阻特性模块式与整体式三维数值模拟方案比较

组件的阻力特性影响堆芯不同类型组件的流量分配,对堆芯的设计起到至关重要的影响。为提高验证堆芯燃料组件特性的求解精度及效率,本文针对燃料区6类燃料组件中的两类进行模块式及整体式三维数值模拟,获得了两类组件的流阻特性,并用相同条件下的全组件试验结果进行了对比。结果表明:推广至堆芯所有燃料组件流阻特性预测,模块式所需计算时间约为整体式的1/6,但整体式三维数值模拟所得压降与试验结果吻合度高,误差较模块式小。最后深入研究了流速及温度变化对流阻特性的影响。该研究为后续各类组件的流阻特性研究方法选取提供技术支持。

中国实验快堆设计中的自主创新

通过对已经完成的中国实验快堆(CEFR)施工设计进行总结和提炼,全面概述了CEFR设计中体现自主创新的思想、方法、经验和成果,客观评价了作为我国第一座快堆的技术艰难性和创新性,并积极分析了所取得的自主创新成果的意义以及对我国快堆事业长期发展的重要性。

液态金属反应堆湿式燃料贮存桶内部事件概率安全分析

液态金属冷却剂在给反应堆带来运行安全与热效率优势的同时,也给反应堆带来了复杂的换料系统,其中大型液态金属反应堆采用的湿式乏燃料贮存桶是乏燃料卸料过程的核心设备,临时装载了大量的乏燃料组件,具备一定的安全风险。本文采用概率安全分析(PSA)方法对乏燃料贮存桶进行风险评价,通过运行状态分析、始发事件分析、事故序列分析以及简单的定量化,初步获得其导致乏燃料组件发生损伤的事故序列和最小割集,识别了关键系统与设备。结果表明,相对于反应堆本身的风险,乏燃料贮存桶本身风险虽低但依然不可忽略,且风险评价结果对反应堆的运行方式以及清洗系统的可靠性较为敏感。此外还对该系统的设计改进与安全优化进行了讨论。

中国实验快堆的设计创新与实现

本文通过对中国实验快堆(CEFR)设计创新的总结和回顾,全面阐述了CEFR设计中自主创新的思想、方法和成果,总体客观评价了我国第1座快堆设计的难点和创新性,分析了取得创新成果的意义,以及对我国快堆事业发展的作用和重要性。

中国实验快堆动态模拟系统的建立

为了运用快堆系统安全分析程序ＯＡＳＩＳ对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）进行安全分析和计算，初步建立了ＣＥＦＲ动态模拟系统。该系统将应用于ＣＥＦＲ的初步安全分析并将用来对ＣＥＦＲ的控制保护系统进行动态仿真研究。

基于ANSYS圆锯片动态性能研究

基于ANSYS软件,对圆锯片进行热力学、静力学和模态分析,揭示各种因素对锯切加工过程中高速旋转状态下圆锯片的影响及其变化规律,从而为研究和改善圆锯片的动态特性提供可靠的理论依据。

线切割加工中电极丝振动现象的研究

基于ANSYS软件,通过对线切割电极丝各工况所做的有限元模态分析,研究其张力、导轮间电极丝的跨度以及工件的作用等因素对电极丝的模态频率和振型的影响规律,从而为抑制电极丝的振动提供理论依据。

神经网络算法在我国核领域中的应用综述

在新一轮科技革命的浪潮中,各国纷纷把人工智能提升到国家战略层面。本文首先介绍了人工智能概念、发展历史、当前的研究重点和发展态势,阐述推动人工智能与我国核工业融合应用的必要性。接着介绍了当前人工智能的核心技术——基于深度学习的神经网络算法的发展历史、主要的四种网络模型,重点分析它在核领域的典型实例、应用现状和未来趋势,最后为加强我国核工业智能化发展提出几点建议。

基于FDS程序的钠火事故情景模拟技术研究

钠火是钠冷快堆的典型事故,钠火事故情景计算机模拟仿真是对钠火事故风险评价的有力工具。本文以常规火灾三维计算流体力学软件FDS为平台,增加钠火燃烧模型,包括燃烧热模型、燃烧速率模型、喷射液钠粒径分布模型等,完成了钠火情景模型的开发,并通过与SPHINCS钠火试验和计算结果的温度分布与氧气含量对比,验证了模拟技术和模型开发方案的可行性。本文的研究成果能为后续钠火仿真模拟程序的开发提供研究基础和经验参考。