小型反应堆技术发展战略研究

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

基于RELAP5的窄缝通道再淹没模型适应性研究

基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分别对RELAP5再淹没相间摩擦、单相蒸汽传热、膜态沸腾传热、临界热流密度等模型进行修改,初步建立窄缝通道再淹没计算模型。该模型计算结果与Saxena实验结果符合较好。

窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究

基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑了窄缝通道几何特征对相间摩擦的影响,能更好地预测低流速下窄缝通道再淹没骤冷前沿推进速率,同时明确了影响窄缝通道骤冷前沿推进速率的关键因素之一。

基于二元重要度的设备分级技术

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性。

基于耦合框架的多通道程序网格与接口模块开发

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆芯热工网格与物理场,实现输入、输出与计算模块的封装与调用。采用RSG-GAS堆型建模与验证表明,多通道程序的网格模块能够正确生成各种尺度的网格和物理场,接口模块封装流程函数计算结果与原程序一致,能够正确读取功率场,生成并输出温度场与密度场。通过以上的模块开发,CORTH程序可以基于耦合框架灵活快捷地开发不同网格尺度物理程序的耦合程序。

ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究

作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析,给出了控制系统方案.以此为基础,利用RELAP系统分析程序和控制系统仿真程序MATLAB/SIMULINK,开展了控制系统数值仿真分析工作.仿真结果满足控制系统验收准则要求,验证了控制系统设计的有效性.

新媒体环境下拍客新闻栏目的“融合之惑”

随着人民物质文化生活水平的提高,尤其是互联网及手机移动媒体的发展,我国的"拍客"一族空前壮大。"无处不在、无时不在"的拍客对新闻报道的参与,不仅拓展了电视新闻传播的时空,还使民生新闻借草根拍客之手获得了真正意义上的延伸,从而在媒介融合的当下,展现出强大的生命力。然而,随着当年一批拍客新闻栏目的悄然缩水、下马或改弦更张,越来越多的人在拍客新闻热潮之后发现:在拍客资源越来越占据重要地位的当下,拍客新闻栏目顺应了电视与拍客资源融合的潮流。

基于雷诺时均模型的高温空气流动传热数值研究

核涡轮发动机反应堆其堆芯通常采用高温空气作为冷却剂,高温空气的流动传热特性直接关系到涡轮发动机的运行性能。本文基于开源CFD软件OpenFOAM,对直径为4.24 mm、长度为760mm的圆形通道内均匀加热和非均匀加热情况下高温空气的流动传热进行了研究。首先评估了均匀加热情况下k-ωSST湍流模型的适用性;之后分析了均匀加热情况下进口雷诺数等对其流动传热的影响。最后将非均匀加热情况下模拟结果与经验关系式进行对比。结果表明,k-ωSST湍流模型适用于均匀加热下高温空气流动传热模拟;均匀加热情况下,进口雷诺数对努塞尔数影响比较大;非均匀加热情况下,k-ωSST湍流模型模拟结果与Taylor关系式计算结果偏差较大,需要进一步研究和完善。

矩形窄通道再淹没现象实验和数值研究

在反应堆发生大破口事故时,再淹没阶段可以有效地降低燃料元件温度,防止堆芯熔毁。为了预测再淹没过程中板状燃料元件的换热特性,进行了竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程的实验研究。针对实验工况,基于商用软件CFX,通过耦合分析加热板和流体的方法研究竖直矩形窄缝通道底部再淹没过程。通过将数值模拟结果与实验结果进行对比,评价了相关模型的适用性,并验证了计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法在预测再淹没过程的有效性。基于验证后计算模型,对壁面初始温度、入口流速对再淹没过程的影响进行了分析,获得了相关初始条件对壁面温度变化的影响规律。

数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。

竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析

自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。

系统压力对间歇式流动沸腾特性影响的实验研究

以去离子水为工质，采用2×2加热棒束，在0～0．3MPa压力范围内，对内径为50mm竖直加热通道内的间歇式流动不稳定现象进行了实验研究，提出了间歇式过热沸腾现象的发生机理，分析了系统压力对间歇式流动沸腾特性的影响。结果表明，加热通道内热量积聚和液体过热是导致间歇式流动沸腾现象发生的必要条件，当输入系统的热流密度一定，接近于常压状态时，可以明显地观察到间歇式流动沸腾现象；但是随着系统压力的增大，间歇式流动过程逐渐被抑制，间歇式沸腾强度逐渐减弱；当系统压力增大到0．3MPa时，这种现象完全消失，间歇式流动沸腾转变为另一种高频率振荡的流动不稳定现象。

民生新闻的破局:构建媒介平台——广东电视公共频道《DV现场》的实验

十几年来,电视民生新闻依然在荧屏上倔强生长。随着互联网和媒介技术对媒介生态的改变,电视民生新闻栏目在收视惯性彻底消失之前,迫切需要找到一条可行的破局之道。广东广播电视台《DV现场》的成功实践表明,电视民生新闻栏目具有构建一个融合了传统媒体与新媒体,对接了线上与线下的媒介平台的优势与条件,并将业务从做新闻、做内容拓宽到做产品做服务,开辟一个全新的O2O模式,赢得了不错的口碑和收益。

基于机器学习的燃料棒温度分布代理模型构建方法研究

为提高大规模燃料棒性能模拟的计算效率,以燃料棒温度预测为例,研究了燃料棒温度分布预测代理模型(简称“代理模型”)的构建方法。以燃料棒性能分析程序COPERNIC的计算结果作为数据源,采用k-means聚类算法筛选代表性的训练数据,训练了4个全连接前馈神经网络,分别能够考虑冷却剂流动传热及氧化膜生长影响的包壳外表面温度预测、包壳径向温度分布预测、燃料芯块和包壳间隙变化影响的燃料芯块外表面温度预测、燃料芯块径向温度分布预测。通过这些神经网络的组合,可以根据输入的燃料棒功率史快速预测出燃料棒不同时刻的温度分布。数值试验表明:构建的代理模型相比COPERNIC程序计算速度提升约204倍,同时具有较高精度。在整个数据集上,包壳温度和燃料芯块温度预测的平均偏差分别为0.07℃、0.44℃。

面向核能数字化的标准体系框架建设

核能是一种新型绿色能源,核能数字化对于优化国家能源布局、实现“碳达峰、碳中和”目标具有重大意义。核能数据的复杂性、核安全的重要性对于数字化核能领域的标准体系构建提出了很高的要求。为解决当前数字化核能标准体系建设覆盖不足、边界不清、更新不快的问题,提出了核能数字化背景下的标准体系结构,其中包括大数据标准框架与人工智能标准框架,并对两类标准的应用情况进行了讨论。该标准体系能够助力核能行业向智能设计、智能制造方向的升级转型,并提出了进一步推动核能数字化标准体系构建的建议。

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

ACP100+失水事故应对策略研究

对先进模块化小型堆(ACP100+)失水事故后的应急堆芯冷却、安全壳压力控制、余热长期导出提出了相应的应对手段和策略。初步计算分析表明:通过限制ACP100+反应堆冷却剂破口尺寸可取消安注箱,使安注系统得到简化;对于小型钢安全壳带来的事故后压力控制问题,可采用抑压水池和顶部非能动水池设计,使事故后安全壳压力可长期控制在设计限值以下;由于小型堆余热量较小,可利用钢安全壳体作为导热媒介,通过浸没安全壳顶盖,以自然对流的方式长期导出余热,其长期冷却的固有安全性得到进一步提高。

大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。