强核报国 创新奉献 做西迁精神新传人--记西安交通大学核科学与技术学院田文喜教授

【人物档案】田文喜,1979年生,工学博士,西安交通大学教授、博士生导师。现任核科学与技术学院院长、陕西省先进核能技术重点实验室主任、国防科技创新团队带头人。2006年获西安交通大学工学博士学位后留校工作至今,2007年10月至2009年3月赴日本东京大学从事博士后研究,2014年晋升为教授。

薪火相传 守正创新“核”你一起向未来--西安交通大学核科学与技术学科发展纪实

一、学科建设1.学科历史悠久、师资力量雄厚、平台资源一流西安交通大学核科学与技术学科创建于1958年,是积极响应党和国家号召,承载交大西迁使命,在西部新建包括核专业在内的国家重大战略急需专业大背景下成立的,是我国创办最早的核专业之一,获首批硕士、博士学位授予权,一级学科博士后流动站,“核能科学与工程”为国家重点学科。本科专业为首批国家一流专业、首批强基计划专业、国防特色学科专业等。贾斗南、谢仲生、朱继洲等西迁教授是我国核工程教育体系的构建者。现有教师60余人,其中国家高层次和青年人才计划15人次。拥有动力工程多相流国家重点实验室、核电厂与火电厂国家级虚拟仿真中心2个国家级教学科研平台;教育部创新团队、国防科技创新团队等省部级科研平台6个。学科优势特色体现在:师资雄厚、英才荟萃;立足应用、引领创新;桃李芬芳,英才辈出。是我国核科学与技术领域科学研究和人才培养的重要基地。

基于工程教育专业认证的核反应堆控制课程教学改革——以西安交通大学为例

工程教育专业认证的理念主张注重对学生能力的培养和实际问题的解决,关注产出和持续改进,基于该理念,文章探讨了核反应堆控制课程的教学改革。这个改革以西安交通大学为例,对课程的培养目标和现状进行分析,梳理目前存在的主要问题,开展案例教学和项目讨论相结合的改革实践,强化以学生为中心的理念,注重开展启发式讨论,强调虚拟仿真技术在核反应堆控制课程教学中的作用,在教学实践中践行工程教育专业认证的理念。

西安交通大学核电厂系统与设备课程教学研究与实践

核动力系统与设备是核工程与核技术专业最重要的一门专业核心课程。西安交通大学在核动力系统与设备课程教学方面进行了改革和尝试,不断更新教材内容,将优势科研和学术前沿研究融入教学,采用多媒体及虚拟现实多种教学手段,建设了核电设备模型展室,并与多个核电厂联合成立了学生课外实践基地,通过多管齐下的手段让学生更好地掌握枯燥乏味的核电系统设备知识,教学效果较为显著。相关措施可为其他开设该课程的高校同仁提供参考。

基于3D半导体探测器ArcCHECK评估VMAT技术的医用加速器质量控制

目的:旨在优化肿瘤放射治疗的临床效果,通过利用ArcCHECK半导体探测器评估医用加速器中的VMAT技术质量控制。方法:使用ArcCHECK圆柱形半导体辐射探测器三维阵列,使用特定剂量照射方式,根据测量结果计算加速器运行中机架等中心偏差、MLC到位偏差、光束平坦度对称性,将剂量偏差与机械性能实现强关联,将实验结果与常规日检及月检结果进行12个月长期监测与比对,并且测试其对辐射光束的敏感性,提高加速器辐射监测效率与准确性。结果:机架等中心偏差为0.292 mm±0.016 mm,机架平均速度为3度/秒,平均最大速度偏差约为0.1度/秒;MLC平均最大偏差为0.392 mm±0.049 mm;射束旋转平坦度平均为105.55%±0.13%,X轴对称性与Y轴对称性分别为101.02%±0.21%和101.11%±0.21%;12个月持续测量结果与独立核验结果趋势相一致。结论:ArcCHECK利用弧形半导体探测器阵列的优势,为VMAT质量控制提供整体测量方法,可作为医用加速器辐射检测与质量控制的手段。

核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

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。

高温气冷堆热态功能试验中一回路加热动态特性研究

高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风机三维数值模型,并通过示范工程加热试验值验证了模型的可靠性,并获得了一回路加热过程中温度场动态特性。为了解决高温气冷堆示范工程一回路首次加热效率低的问题,提出了将辅助蒸汽通入到蒸汽发生器,并动态调整辅助蒸汽运行参数来加热一回路氦气的方法,结果表明:相较于主氦风机单独加热方式,外加辅助蒸汽热源可节省加热时间约31.3 h,同时可将堆芯最终平衡温度由250℃提高至265℃;在满足运行准则的前提下,更有利于碳砖和石墨堆内构件的除湿。该研究结果为高温气冷堆一回路热试提供了有力支持。

热管冷却反应堆系统研究进展和挑战

热管是一种高效的非能动热量传递元件,热管冷却反应堆核动力系统在多场景特种应用领域具备独特优势。本文概述了热管冷却反应堆特种核动力系统发展情况。首先介绍了热管冷却反应堆概念提出以及在海陆空天等领域的应用场景分析,同时总结了国内外典型堆型的发展现状。其次探讨了当前热管冷却反应堆面临的关键技术挑战,包括高性能材料研究、高性能热管研制、高效能量转换技术研究、设计分析技术研究。最后对未来发展趋势进行了分析和展望,强调了整体系统一体化研制、发电器件特性研究以及智能自主控制技术在热管冷却反应堆领域的重要性。本文的系统性总结将推动热管冷却反应堆技术的进一步发展,为未来特种核动力系统的应用提供重要支持。

兆瓦级高效紧凑型核动力系统运行特性研究

为研究兆瓦级高效紧凑型核动力系统的运行特性,使用自主开发的热管堆瞬态分析程序TAPIRS(Transient Analysis code for heat Pipe and AMTEC power conversion space Reactor power System)和超临界二氧化碳布雷顿循环的瞬态分析程序SCTRAN/CO_(2)(Super Critical reactors Transient Analysis code/Carbon Dioxide)的耦合程序对其反应性、负荷、冷却水温度和流量等扰动进行了开环动态响应分析,并据此进行了控制系统设计。在此基础上,对线性变负荷、阶梯式变负荷以及甩负荷这三种变负荷运行工况进行了计算分析。结果表明:该核动力系统的转速对扰动的变化较为敏感,需要加以控制;低负荷下旁通会使压缩机流量上升,需对压缩机流量加以控制;系统在控制方案下能以6%FP(Full Power)·min^(−1)的速度实现0%~100%的负荷变动,且可以在任意负荷水平下运行;甩负荷下系统的波动时间变长,但是仍可达到新的稳态进行工作,且各参数处于安全范围内。本研究可为新型核动力系统的概念设计提供参考。

深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX研发及应用

西安交通大学核工程计算物理实验室自主研发了深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX。针对大空间伽马射线辐射输运模拟、聚变堆停堆剂量模拟和点源屏蔽问题等新应用场景下的新问题与新挑战,在NECP-MCX中研发了对应的新方法与新功能。针对km尺度的伽马射线辐射输运问题,提出一致性共轭驱动重要性抽样(CADIS)-下次事件估计器(NEE)耦合方法,该方法能够精确高效地获得km尺度距离处的光子通量密度,计算效率比传统的NEE高6.8倍;针对聚变堆停堆剂量问题,采用粒子输运-燃耗-活化-源项耦合分析方法,获得PF线圈、TF线圈、真空室和偏滤器处停堆剂量随停堆时间的变化;对于点源屏蔽问题,提出首次碰撞源(FCS)-CADIS方法,解决CADIS方法对点源进行源偏倚的局限性,FCS-CADIS方法的计算效率比CADIS方法高2倍。

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。

SiGe BiCMOS低噪声放大器激光单粒子效应研究

随着CMOS工艺的日益成熟和SiGe外延技术水平的不断提高,SiGe BiCMOS低噪声放大器(LNA)广泛应用于空间射频收发系统的第一级模块.SiGe HBT作为SiGe BiCMOS LNA的核心器件,天然具有优异的低温特性、抗总剂量效应和抗位移损伤效应的能力,然而,其瞬态电荷收集引起的空间单粒子效应是制约其空间应用的瓶颈问题.本文基于SiGe BiCMOS工艺低噪声放大器开展了单粒子效应激光微束实验,并定位了激光单粒子效应敏感区域.实验结果表明,SiGe HBT瞬态电荷收集是引起SiGe BiCMOS LNA单粒子效应的主要原因.TCAD模拟表明,离子在CMOS区域入射时,电离径迹会越过深沟槽隔离结构,进入SiGe HBT区域产生电子空穴对并引起瞬态电荷收集.ADS电路模拟分析表明,单粒子脉冲瞬态电压在越过第1级与第2级之间的电容时,瞬态电压峰值骤降,这表明电容在传递单粒子效应产生的瞬态脉冲过程中起着重要作用.本文实验和模拟工作为SiGe BiCMOS LNA单粒子效应抗辐射设计加固提供了技术支持.

高温钠热管启动传热振荡及热疲劳安全分析

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,呈现不同振荡特征;热流密度提升时振幅下降,周期缩短;振荡发生时,若输入功率骤降,波形将从锯齿状转变为梯形状;在水平工况中,传热振荡被明显抑制。热管在堆内发生传热振荡时,应力风险区为热管蒸发段内壁中部;异相振荡时相较同相振荡工况应力均值升高,振幅下降,疲劳损伤减轻;当安全因子K低于1.4时热管不存在疲劳失效风险,K达1.4以上后损伤逐渐显著;其中同相工况疲劳损伤最严重,K=1.6时管壁材料疲劳寿命已降低至3.29年。本研究对高温钠热管传热振荡的机理分析及完善热管可靠性评估具有重要意义。

基于MOOSE平台液态金属冷却快堆燃料性能分析程序开发

液态金属冷却快堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义,开发适用其的燃料性能分析程序对于快堆的设计与安全分析具有重要意义。本文基于多物理耦合平台MOOSE,开发了燃料性能分析程序LoongCALF,程序面向金属冷却快堆燃料元件。程序采用有限元方法和JFNK方法,能够求解核反应堆燃料的热-力耦合方程,从而得到温度、应力、应变及裂变气体释放等物理量在空间上的分布及随时间的变化。程序采用模块化设计,适用于芯块材料为UO 2和MOX、包壳材料为1515Ti和HT-9的燃料元件。为验证程序的准确性,设计了两个燃料元件算例,并使用LoongCALF程序与中国原子能科学研究院Fiber-Oxide程序对算例进行对比计算。结果表明,LoongCALF程序能够准确模拟液态金属冷却快堆稳态工况条件下燃料元件内部的燃料行为与关键参数演化。

乏燃料后处理碱性流程的研究进展

乏燃料后处理碱性流程是用碳酸盐、氢氧化物等碱性物质的溶液作为介质进行乏燃料的溶解及铀、钚等元素的分离与纯化的方法。碱性条件下,乏燃料中的大部分裂变产物和次锕系元素并不溶解或者在溶解过程中转变为碳酸盐、氢氧化物沉淀。与已经实现工业化的PUREX(plutonium uranium redox extraction)酸性流程相比,碱性流程具有腐蚀性更小、流程更简单等潜在的优点。鉴于碱性流程的优点及其在乏燃料后处理中的潜在应用,日本、美国、俄罗斯、韩国等国家的科研人员已经围绕该流程开展了一些研究工作。本文首先介绍了各国建议的碱性流程的技术路线;然后逐一介绍了与主要工艺环节相关的基础研究的进展,包括乏燃料的氧化溶解、核素分离、试剂的回收等;最后对该领域面临的挑战和前景进行了讨论。

基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法及工业验证研究

由于堆芯运行过程中的组件辐照生长、冷却剂高速冲击等因素,燃料组件不可避免地会出现弯曲现象。但机组运行期间无法直接测量燃料组件弯曲状态,导致数值模拟采用的堆芯物理模型与真实堆芯状态之间存在差异,直观上表现为堆芯功率分布的计算值与实测值存在显著误差。为了提高数值模拟精度,本文开展了基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法研究:采用人工神经网络算法,通过大量样本训练建立堆芯物理模型与实测数据物理场之间的显式函数关系;基于三维变分算法和实测数据物理场,建立物理模型反演优化代价函数,通过实测数据反演优化得到与真实状态更为接近的堆芯物理模型。为了实现方法验证,本文利用国内某商用压水堆核电厂的功率分布实测数据对堆芯燃料组件弯曲实现了反演优化。数值结果表明:采用反演优化得到的堆芯物理模型,可将堆芯功率分布计算误差的最大值由13.4%降至7.7%,显著提升了堆芯数值模拟结果的精度。因此,本文提出的基于实测数据融合的堆芯物理模型反演优化方法能够显著提高堆芯数值模拟的精度,在核反应堆数字孪生技术研发中具有重要的应用价值。

一种简化的高温热管启动模型

热管堆具有体积小、结构紧凑、功率密度高和固有安全性好等优点,被认为是深空和深海任务中最有前途的候选之一。为了研究其启动特性,建立兼顾计算精度及求解效率的热管启动模型至关重要。本文在充分考虑吸液芯区工质的熔化及气液界面处的蒸发和冷凝现象的基础上,建立了基于二维导热的热管壁和吸液芯区热阻网络模型。对于蒸汽区,基于尘气模型(DGM),研究分析了两种不同模拟方式的求解精度和计算效率。通过对不同碱金属热管实验的模拟,验证了模型的准确性。结果表明,模型能较好地模拟高温热管的启动特性,简化的等效热阻模型具有更高的计算效率,其更适合于热管堆系统的启动特性模拟。

气态碘在COF-103上吸附的理论研究

采用第一性原理和巨正则蒙特卡罗方法,模拟研究了气态碘分子(I2)在共价有机框架材料(COF-103)中的吸附行为,并讨论了气态氧化物、氯化物和挥发性有机化合物(VOCs)等杂质气体的竞争吸附影响.结果表明,I2偏向以垂直方式吸附于COF-103苯环的碳原子位,其中,长程色散相互作用具有重要的贡献,色散能在吸附能中的占比最多可达46%.I2与COF-103之间存在少量电荷转移,且可能形成具有弱共价相互作用的次级键.杂质气体中苯分子(C6H6)的吸附能和等量吸附热最大,与COF-103的亲和性最强,并且可以占据I2的吸附位点,从而引起I2吸附量的显著降低.

压水堆棒状燃料氧化与吸氢模型开发及验证

核反应堆长期运行过程中,锆合金包壳与冷却水接触会发生氧化反应、吸氢脆化行为,使包壳的导热性能和力学性能恶化,威胁燃料元件的安全特性。因此,开展棒状燃料氧化与吸氢行为研究具有重要意义。本文实现了MOOSE-BEEs燃料性能分析程序中压水堆棒状燃料堆内腐蚀计算模型的开发,主要包括氧化腐蚀模型和吸氢腐蚀模型。基于相关的实验数据和BISON程序计算结果,对氧化腐蚀、氢扩散、氢析出等单个模型及耦合模型开展了验证。验证结果表明BEEs的模拟结果与实验数据和BISON程序吻合较好,说明BEEs能够准确模拟燃料棒的氧化与吸氢行为。