基于评价核数据库的燃耗数据库制作及验证

核反应堆燃料组成及辐照特性分析对于反应堆设计、取证、安全分析及退役具有重要的支撑作用。精细的燃耗、活化及源项分析需要数据库提供包括衰变常量、衰变反应分支比、衰变辐射谱、衰变能、中子反应截面、裂变产物产额等关键参数。本文基于评价核数据库,包括ENDF/B-Ⅷ.0、ENDF/B-Ⅶ.1、JEFF-3.3和JENDL-5等,开展精细燃耗数据库加工方法研究。使用自主研发的数据库制作程序ALG(Automatic Library Generator),制作了基于HDF5格式的燃耗核数据库,同时分析了不同数据库中关键核素的关键参数的差异。基于最新制作的数据库,反应堆蒙特卡罗程序RMC中的点燃耗子程序DEPTH的数据库得到了显著提升,包括新增衰变辐射谱、能量依赖的裂变产物产额以及细群中子反应截面参数,为开展更精细的核燃料循环研究奠定了基础。

超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

基于单丝电容探针的机油-水两相流水相高度的测量

利用一种单丝电容探针，对水平管内机油-水两相流的水相高度进行测量．实验中油、水相折算速度分别为0～0．2m／s和0～O．8m／s，覆盖了水为连续相的全部流态：包括波状分层流、三层流、水包油／水和水包油4种流型．每种流型下，给出了水相高度输出曲线和相应的流型结构，分析了不同流型下探针的检测性能．结果表明，单丝电容探针的敏感系数高达1．52pF／mm，探针能够检测到连续相的水，无法检测到乳化在机油中的水．随着油泡尺寸的减小和速度的上升，探针识别油泡的能力逐渐下降．不同流型下的水相高度曲线特征各不相同，相应曲线的统计参数能够准确描述流型特征，以此为基础，有望实现流型识别．

水平管内两相流动网丝电容层析成像

提出一种两相流相分布的网丝电容层析成像方法。应用表面带有绝缘膜的热偶丝作为电容传感器,电容的电介质为绝缘膜,两极分别为热偶丝的金属芯和覆盖在热偶丝表面的导电液膜。电容与导电液膜长度成正比,与导电液膜分布和形状无关,网丝平行均匀布置在管道截面上。实验管道内径70 mm,所用网丝每毫米电容值为4.82 pF,网丝间距4mm。利用水平和竖直二方向电容传感器进行测量,根据流型知识,无需重建算法即可得出相分布。静态试验表明,该方法能实现流型重建,计算得到的截面含水率误差最大为3.9%。

计算流体力学应用于子通道分析的初步方法研究

多尺度耦合分析是目前开展反应堆安全分析的一种趋势,常规的多尺度耦合是将不同程序通过一公共耦合平台实现数据间的传递和交换。本文提出一种新的多尺度耦合思路,认为基于相对小尺度的分析手段可扩展应用至大尺度,并用计算流体力学(CFD)应用于子通道尺度的数值模拟方法进行验证。验证结果表明,该方法具有一定的合理性,但这种方法对湍流交混能力的考虑仍存在欠缺,还需进一步改进。

热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。

2×2棒束内超临界水传热特性数值研究

复杂通道是介于典型通道和典型栅元之间的几何结构,在通道形状、加热方式等方面更接近于原型组件。本文以小棒束2×2结构为分析对象,采用计算流体力学(CFD)工具分析组件内的温场特征,并讨论热流密度、质量流速等热工参数对通道平均换热系数的影响。结果表明,减小热流密度、增加质量流速都会增强换热。棒束结构的壁面温度分布存在明显的周向不均匀性,固体壁面导热会有效抑制这种周向不均匀性,进而增强通道的换热能力。

非对称加热下摇摆对并联双通道管间脉动特性的影响

采用理论分析与RELAP5/MC程序计算相结合的方法,研究了非对称加热条件下摇摆运动对并联双通道管间脉动特性的影响。结果表明,摇摆运动会引起周期等于摇摆周期以及1/2摇摆周期的流量波动,当摇摆引起的流量波动周期与系统固有热工水力振荡周期接近时,会发生共振效应,从而使密度波振荡提前发生。增大摇摆幅度及通道到摇摆中心的距离可增强流量波动幅度,降低系统稳定性。

超临界流动不稳定性实验的通道不对称性研究

针对国内外超临界水流动不稳定性实验研究的匮乏,结合并联双通道实验研究和数值计算成果,对影响实验可行性的通道不对称性进行了分析和讨论。分析了超临界水并联双通道流动不稳定性实验中流量脉动的变化过程,并采用自编程序对系统的稳态特性和瞬态特性进行求解。结果表明:双通道流量不对称会降低实验的可行性;流量不对称性由几何结构不对称性引起;超临界水的物性变化规律导致流量不对称性在流体温度跨过拟临界的过程中被放大;流量不对称的程度受流体温度和双通道总流量影响,实验过程中可通过减小双通道总流量来提高实验的可行性。

超临界水流动不稳定类型及动态特性分析

针对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的流动不稳定性,采用自编程序SCIA对并联双通道内的超临界水流动不稳定的动态特性进行研究,得到系统的水动力曲线。研究结果表明:超临界水流量脉动周期约为流体流过通道时间的1~2倍;流量脉动沿轴向存在明显的相位差,进出口相位差约为180°;流量扰动在拟临界区域传播较快,在其他区域传播较慢;超临界水流动不稳定动态特性符合密度波流动不稳定性的规律;流量漂移在SCWR中很难发生。

矩形窄通道内DRYOUT模型研究

液膜干涸(DRYOUT)被广泛认为是诱发环状流区临界热流密度(CHF)的机理,已有DRYOUT模型对于矩形窄通道能否适用缺乏实验验证。本文通过比较几组不同的沉积率、夹带率关系式,得到了一优化的DRYOUT模型。计算结果表明:本文的模型较已有模型具有更高的精度,可用于矩形窄通道CHF的预测计算。

基于矩形窄缝通道实验数据的DNB机理模型评价

偏离泡核沸腾(DNB)对于压水堆安全具有重要意义。已有机理模型能否适用于矩形窄缝通道缺乏足够的实验验证。本文基于矩形窄缝通道实验数据,对微液层蒸干模型和汽泡壅塞模型两类DNB机理模型进行了计算评价。结果显示:汽泡壅塞模型适用范围较微液层蒸干模型宽;部分热工参数对模型计算性能有系统性影响。随空泡份额的增大,各模型的计算性能均变差,可能是通道几何差异所致。

SCDAP/RELAP5分析UO_2-Zr板型元件严重事故的方法研究

SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件。通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO2-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO2-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案。对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO2-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO2-Zr板型元件严重事故的实际行为。

核反馈对并联双通道自然循环系统流动不稳定性的影响

将热工水力系统分析程序RELAP5与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对并联双通道自然循环系统内核热耦合不稳定性进行分析,得到系统的不稳定边界。分别以燃料时间常数差异较大的板型元件及棒型元件为对象,讨论了核反馈对系统稳定性的影响。对于板型元件,核反馈作用对低含汽率区的第1类密度波振荡(DWO)有明显的抑制作用,而对高含汽率区的第2类DWO基本无影响。对于棒型元件,计算分析结果表明核反馈对系统稳定性几乎无影响。

MW级热管冷却反应堆反馈特性及启堆过程研究

热管冷却反应堆(简称热管堆)具有系统简单、可靠性高、非能动传热、运行温度高等特点,是当前多用途微型核电源的优选方案。热管的固态属性特征使得热管堆的反应性反馈特点与传统堆芯存在较大差异。热管堆中不仅存在燃料和基体多普勒效应的反应性反馈,还须考虑堆芯热膨胀效应和热管内工质变化可能带来的影响。本文针对美国MW级热管堆MegaPower堆芯方案的启堆工况,进行固态堆芯反馈特性研究。利用反应堆蒙特卡罗程序RMC计算得到堆芯从冷态到热态,燃料、基体、反射层的多普勒系数和热膨胀反馈系数,以及随热管两相工质份额变化的空泡系数。结果表明,在热管堆启堆过程中,堆芯主要受到燃料多普勒效应和基体热膨胀效应的影响,热管内两相分布引起的空泡效应影响可忽略。利用热管堆系统分析程序HPRTRAN分析了MW级热管堆启堆过程及各阶段的特点,研究了控制鼓转动速率对启堆过程的影响,为热管堆启动过程控制策略研究提供参考。

超临界流体物性畸变特性的多尺度研究

为填补超临界流体物性畸变特性的理论空白,本文分别从微观尺度的分子动力学模拟、介观尺度的平均场理论和标度理论及宏观尺度的物性测量实验等方面展开研究。应用分子动力学模拟方法得到了跨越拟临界点时二氧化碳体系的微观结构特性,通过分析双体分布函数等结构参数的变化规律得到了物性畸变的分子动力学机理。基于朗道二级相变理论和标度理论,提出了一种考虑外场的气液相变模型,定量预测了超临界流体在拟临界区附近和趋于临界点时密度、定压比热等热力学量的畸变规律。在宏观尺度方面,本文开展了超临界二氧化碳密度、定压比热、黏度的高精度测量实验,指出了现有物性计算模型的潜在缺陷。研究结果表明,对于不同的超临界流体,临界点和拟临界区附近的物性畸变特性存在普适规律。在相图上,超临界流体区可进一步划分为4个区域:临界点邻域、类气区、类液区和拟临界区。不同区域内,超临界流体特性由不同尺度下的影响机制所主导。

汽轮机组凝汽器故障诊断方法的分析研究

结合凝汽器的实际运行状况和现场专家经验 ,介绍了 3种凝汽器故障诊断方法 :模糊模式识别、神经网络、模糊神经网络。用实例对几种方法进行分析比较 ,指出了凝汽器故障诊断方法的发展趋势。

基于区域分解的CTF全堆子通道热工计算研究

分别用CTF和反应堆蒙卡程序RMC对BEAVRS基准题进行全堆精细建模,由RMC统计径向及轴向功率分布并作为CTF的功率输入。利用CTF的区域分解技术,进行BEAVRS全堆pin by pin子通道计算,采用193个核并行计算,耗时268s,得到了精细的燃料棒中心及表面温度、冷却剂温度及密度、空泡份额、包壳温度等重要参数,验证了CTF进行全堆子通道计算的高效性及可靠性,为实现基于RMC和CTF的核热耦合计算奠定了重要基础。

丝网芯内钠薄液膜蒸发与毛细特性研究

高温碱金属丝网芯热管主要应用于核能、航空航天等领域。由于碱金属工质与常规低温工质在热物性上存在显著差异,且丝网芯热管内部运行机理复杂,碱金属工质在丝网芯表面的相变行为亟待研究。本文建立了以前驱膜理论和蒸发弯月面液膜理论为基础的丝网芯毛细蒸发薄液膜模型,考虑分离压力的电子分量与钠液膜热传导效应,对液态钠工质在丝网芯表面的毛细现象进行了分析,进而探究了不同运行参数对钠液膜传热传质与毛细特性的影响。研究表明,液态钠工质主要在本征弯月面内发生相变,运行温度通过改变工质热物性影响液膜的传热传质能力。丝网芯的动态调整能力与丝径和孔径等几何参数有关,通过改变液膜接触线位置,进而改变蒸发面积和三相接触线长度,从而影响丝网芯受力情况和传热传质能力,改变丝网芯表面液膜提供的毛细力。

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。