微型反应堆低浓化技术研究

20世纪80年代以来,中国原子能科学研究院在国内外设计、建造了9座微型反应堆(微堆),这些微堆均采用高浓铀为燃料。随着全球防止核扩散的形势要求,微堆低浓化工作受到了国际社会的高度关注。在保持微堆功率和堆芯几何尺寸不变的情况下,通过原型微堆燃料从高浓铀向低浓铀转化的研究,针对堆芯设计、装卸料和实验技术,开展了物理计算、结构设计、安全分析和实验测量等工作,采用235 U富集度12.5%UO 2燃料替代235 U富集度约90%U-Al合金燃料,微堆低浓化后调试结果满足应用要求,并保持了很好的固有安全特性。

数字化反应堆保护系统软件V&V危害分析技术研究

反应堆保护系统采用数字化技术,其软件的安全性与可靠性需要重点关注。在保护系统软件生命周期各阶段验证和确认(V&V)过程中,对软件进行危害分析,以检查、分析和确定软件可能存在的危害、危害可能造成的事故以及可能的影响和安全控制措施,具有非常重要的意义。危害分析通常综合采用初步危害分析表、初步危害分析、事件树分析、失效模式及影响分析、故障树分析、概率风险评估等技术。本文结合某在建实验堆工程项目数字化保护系统实践,研究这些危害分析技术的使用方法。结果表明,危害分析技术的综合使用可有效缓解或防止软件造成系统危害的风险,提高保护系统的软件安全性。

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统(CVR1.0)的研究进展。进展主要包括:两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。

火星表面核反应堆电源方案研究

火星作为地球的近邻,一直是人类进行深空探测和开发的首选目标。登陆火星、建立火星基地并开发利用火星资源首先需解决电力供给问题,核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是火星基地及其他深空探测任务的理想能源。通过分析目前可用于火星基地的能源情况,针对性地提出了40kWe火星表面核反应堆电源的总体方案,并从物理、安全、屏蔽、热工以及结构方面对电源方案进行了分析和论证。结果表明:该电源方案合理可行,能满足安全和寿期要求。

TOPAZ-2型空间核反应堆电源转换器除气研究

结合热离子发电元件工作环境,分析了TOPAZ-2型空间核反应堆电源热离子发电元件除气的必要性。根据电源结构特点,确定氦气腔体、热离子发电元件发射极和接收极、铯集气腔体和冷却剂内套管为主要除气部件。利用CFD程序和专用程序分别计算得到堆芯容器和热离子发电元件额定工况下的工作温度,结合部件除气要求最终确定了各部件除气工况。编制了用于热离子发电元件发射极和接收极除气计算的二维传热程序,通过对比程序计算结果与单根热离子发电元件除气试验结果验证了程序编制的正确性。利用该程序计算得到热离子发电元件发射极和接收极的除气功率。综合电源除气部件除气工况、除气环境要求和除气计算结果,确定了转换器除气方案。

功能化石墨烯吸附模拟反应堆冷却剂中银的研究

设计合成了四氧化三铁/石墨烯/聚乙烯亚胺复合材料(PMRGO),通过红外光谱、透射电镜、拉曼光谱和XPS等手段表征了PMRGO的化学组成和结构,并研究了该材料在模拟压水堆冷却剂环境下对银离子和银胶体的吸附性能。结果表明,PMRGO在模拟冷却剂条件下对银有良好的吸附性能,对银的吸附在pH=3~8范围内随pH值的升高而增大。随着银初始浓度的增大,PMRGO对银的吸附率逐渐升高。当银初始浓度为5 mg/L时,PMRGO对银离子吸附24 h后基本达到平衡,吸附量可达136 mg/g;对银胶体吸附30 min后基本达到平衡,吸附量可达169 mg/g。吸附等温线符合Langmuir方程,吸附动力学可用准二级动力学方程来描述。

反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。

中国实验快堆粘钠设备动态去污技术模拟试验研究

采用硫酸和磷酸的混合酸作为去污剂,以530℃钠中浸泡3700 h的304和316不锈钢为试样,进行了快堆设备去污模拟试验,并在去污试验后对试样进行去污深度、微观形貌以及力学性能等分析。结果表明:304和316不锈钢最大去污深度分别可达约10μm和4μm;材料去污深度随去污温度、时间、去污剂流速的增加而增大;相同条件下,304不锈钢的去污深度大于316不锈钢。去污后,材料均保持较好的延伸率,抗拉强度略有降低,不影响材料的整体力学性能。以12.5 g/L硫酸和30 g/L磷酸的混合酸一步法去污作为快堆粘钠设备的去污法具有操作简单、去污快、产生废液量少的特点,说明该混合酸是一种高效去污剂。

反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究

对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。

利用神经网络方法研究合金元素对反应堆压力容器钢辐照脆化的影响

反应堆压力容器(RPV)作为压水堆中不可更换的关键部件之一,其安全和稳定是决定反应堆安全经济运行的重要因素。RPV钢的辐照脆化问题是制约RPV在堆内安全服役的关键。RPV钢的辐照脆化与其合金成分关系密切。本文利用神经网络方法研究了RPV钢中关键合金成分(Cu、Mn、Ni、Si、P)与辐照脆化之间的关系。研究结果表明,基于神经网络方法得到合金成分与辐照脆化的关系与传统认知基本一致,辐照脆化对Cu含量最敏感,Cu-Ni对辐照脆化存在协同作用,低Cu合金中Mn-Ni、Ni-Si对脆化存在协同作用。

CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究

49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%～33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。

热管空间核反应堆电源的研究进展

随着人类对宇宙太空的深入探索,对于提供能量的电源要求也在逐步提高,空间核反应堆电源在执行深空探测任务中脱颖而出。热管核反应堆由于具备非能动性、寿期长、可靠性高等优势,成为目前空间核反应堆领域的研究热点。本文通过重点介绍典型热管堆的概念设计系统以及在Kilopower中的应用,对热管电源系统(Heatpipe Power System,HPS)、由热管控制的火星探索反应堆(The Heatpipe-operated Mars Exploration Reactor,HOMER)、安全可负担裂变引擎方案(Safe Affordable Fission Engine,SAFE)以及Kilopower进行了重点调研,归纳总结了各个反应堆的结构设计、燃料选择、热管排布、功率设计等,以期对未来热管空间核反应堆电源的设计研究提供思路和参考。

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。

采用钨基金属陶瓷燃料的核热推进反应堆掉落临界安全特性研究

采用蒙特卡罗(MCNP)程序建立模型,对采用钨基金属陶瓷(CERMET)燃料的核热推进反应堆掉落临界安全特性进行了研究。从有效增殖系数的基本定义出发,定义了三个特性参数:不泄漏几率、中子"逃脱"安全棒吸收几率和中子"逃脱"Re、W、Gd、U等的非裂变吸收几率,定量分析了堆芯进水、反射层和掉落环境对核热推进反应堆掉落临界安全的影响,为我国核热推进反应堆的设计提供了参考。

反射层对铀氢锆反应堆脉冲行为的影响研究

对于反射层价值相对较大的小型铀氢锆反应堆,反射层对脉冲动力学行为产生的影响不应忽略。为描述该影响,基于Cohn两点动力学模型建立了严格区分堆芯中子和反射层中子的两点脉冲模型,结合具体算例与单点脉冲模型和采用瞬发中子有效寿命修正的单点脉冲模型进行比较。3种模型中单点脉冲模型仅适用于反射层极薄的特殊情况,其结果在大多数情况下与另两种模型有显著差异;修正的单点脉冲模型的结果在大多数情况下接近两点脉冲模型,但由于未考虑堆芯中子和反射层中子随时间变化的非同步性,因而在反射层较厚、引入初始反应性较大的情况下与两点脉冲模型存在明显差异;两点脉冲模型严格区分了堆芯中子和反射层中子,在小型铀氢锆堆的脉冲行为分析和引入巨大正反应性的严重事故分析时应使用此模型。

基于时间序列预测分析的钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反应噪声探测技术研究

为研究钠冷快堆蒸汽发生器内部传热管路破损所导致的钠-水反应引起的蒸汽发生器内部能量、流体运行状态及反应成分等不易测量的变化,引入时间序列模型预测分析方法,对蒸汽发生器实验台架模拟泄漏工况所产生的噪声信号进行建模分析,并基于时间序列模型进行信号预测,通过对预测信号与原始信号进行比较判断传热管路泄漏发生的具体时间。实验结果表明,时间序列模型预测分析方法能对钠-水反应产生的噪声信号进行有效建模分析,且根据预测信号能快速准确识别泄漏发生的具体时刻。

状态微分反馈控制与压水反应堆功率现有两种控制系统的等价性研究

本文提出了一种新型的反馈控制--状态微分反馈控制,并用于设计负荷跟随运行模式下的反应堆控制系统。设计过程依赖于控制棒位置的积分控制和控制棒速度的状态微分反馈控制两种控制系统之间的等价性,这一关系被证明并总结为定理。数值仿真结果表明,所设计的反应堆功率的状态微分反馈控制系统具有很好的负荷跟随模式性能。

辐照用小尺寸样品力学性能表征技术研究进展

由于辐照空间尺寸限制、降低样品放射性和提高辐照参数精度等原因,小尺寸样品被广泛应用于核反应堆材料的辐照后力学性能表征。本文就国内外小尺寸拉伸、冲击、断裂韧性、疲劳、蠕变和小冲杆等测试表征技术的研究现状进行了综合论述,分析了小尺寸样品测试中的关键影响因素以及数据归一化方法,总结了小尺寸样品存在的问题,并结合我国需求对小尺寸样品技术的发展进行了分析和展望,以期为小尺寸样品技术及测试分析数据进一步规范化和工程应用发展提供参考。

FeCr合金中Cr含量对微观结构影响的原子尺度模拟研究

低温辐照脆化是影响铁素体/马氏体(F/M)钢服役的主要问题之一。F/M钢低温辐照脆化的主要机理是辐照产生的纳米缺陷(如位错环、α′相(富Cr团簇)等)阻碍位错运动。本文利用分子动力学方法和迈氏蒙特卡罗方法对F/M钢模型材料——FeCr合金(Fe7%Cr、Fe9%Cr、Fe14%Cr)中Cr元素析出成团簇及在位错环上偏析的机理进行研究,并分析Cr团簇析出与合金成分的关系以及位错环尺寸、位错环类型和合金中Cr含量对位错环上Cr偏析量的影响。模拟结果表明:热力学模拟后,高Cr含量(>9%)的FeCr合金中会析出Cr团簇,且基体内Cr含量越高,析出的Cr团簇尺寸越大;在所研究的3种FeCr合金中,受位错环张应力场作用,合金元素Cr均会在位错环的外围偏析,且FeCr合金中Cr含量越高,Cr在位错环上偏析量越高。低Cr的FeCr合金中Cr对其辐照硬化的影响需考虑位错环上Cr偏析的影响,高Cr的FeCr合金中Cr元素对其辐照硬化的影响需综合考虑Cr团簇及位错环上Cr偏析。

核级阀门流体阻断试验技术研究

在试验装置上开展了压水堆运行参数范围内动力驱动阀门的流体阻断试验研究和止回阀的动态逆流与静态逆流试验研究。试验结果表明:开展动力驱动阀门流体阻断试验时,在设施能力不足的情况下可将阀门开启度适当减小,也能验证阀门阻断流体的能力;止回阀静态逆流试验相较于动态逆流试验能更苛刻地考验止回阀的阻断性能。本文结果可为开展同类验证试验在试验方法的选取上提供依据。