反应堆瞬时短周期与反应性引入速率约束问题研究

核反应堆在反应性引入过程中会出现瞬时短周期现象,可能触发周期保护系统,从而出现非必要停堆问题。瞬时短周期受反应性引入速率影响较大,但同时与当前缓发中子先驱核浓度相关,一般难以量化。本文从点堆方程出发,基于两次保守假设,剥离出缓发中子先驱核浓度因素,推导出了简洁的瞬时短周期与反应性引入速率约束公式;并验证在该反应性速率约束下,瞬时短周期永远大于目标周期值,可以避免意外触发周期保护问题,为反应堆运行中的控制棒提升速率约束提供了理论依据。

高温气冷堆反应堆保护系统设计优化研究

高温气冷堆是具有固有安全和事故缓发等安全特点的第四代先进反应堆。文章以山东辛安高温气冷堆项目为基础,对反应堆保护系统传统的3层架构进行了介绍,同时基于安全级DCS“龙鳞”平台设计了实施方案,并对实施方案进行了优化研究。改进后的方案在维持原安全功能的前提下,减少了机柜数量,降低了设备成本,可推广应用于后续高温气冷堆项目反应堆保护系统。

控制棒驱动机构关键耐磨件磨损机理分析及试验研究

在核电站压水堆中,控制棒驱动机构(CRDM)是控制反应堆功率和维持反应堆安全的核心设备,属于核安全一级设备。其中,钩爪销孔与钩爪轴、连杆轴是重要的耐磨部件,影响核电的服役寿命和核电安全性。通过对氧乙炔堆焊、增材制造、手工TIG堆焊等不同工艺制备的钴基合金零部件,开展不同法向载荷、位移幅值和循环次数等参数下的摩擦系数、摩擦体积和磨痕微观形貌分析,获得零部件的耐磨性能差异对比,为不同工艺参数制备的零部件的使用提供数据支撑。

控制棒驱动机构钩爪组件衔铁冲击性能研究

控制棒驱动机构的运动主要由于钩爪组件的运动完成,钩爪部件冲击疲劳失效是钩爪组件的主要失效形式。驱动机构每运行一步,衔铁吸合、释放均发生冲击,驱动机构全寿期运行步数达1000万次以上,频繁撞击将导致零件发生冲击疲劳断裂。在钩爪组件冲击疲劳分析中,冲击载荷计算准确性直接影响分析计算准确性,而冲击载荷与冲击接触时间密切相关。因此,应针对驱动机构特定冲击结构,开展冲击试验研究,获得冲击接触时间、冲击接触过程速度-时间曲线,开展驱动机构冲击载荷计算,建立冲击疲劳失效模型,为驱动机构数字样机研制、驱动机构寿命评估提供基础数据。

压水堆乏燃料水池冷却丧失事故分析

基于开发的SAAT-SFP程序对大亚湾核电站乏燃料水池假想冷却丧失事故进行分析,计算得到不同初始水位下较为全面的严重事故进程,包括乏燃料组件裸露和过热、包壳氧化和氢气产生、裂变产物释放、乏燃料组件坍塌和熔融物-混凝土反应(MCCI)等。同时,讨论了恢复冷却系统作为重要的事故缓解措施对事故进程的缓解作用。

纵深防御理念下的核电机组调频能力深化研究

通过调研总结了国内、国外核电机组在调频方面的设计和运行经验,以国和一号调频能力深化研究为例,提出了开展核电机组调频能力优化评估的基本思路:首先是确定调频能力的优化目标;然后基于优化目标开展可行性评估,包括全寿期内反应堆冷却剂压力边界的完整性,控制棒和控制棒驱动机构的使用情况,以及运行中可能的技术风险;最后基于核安全纵深防御的理念提出了调频运行相关的安全改进措施,包括调频运行的投运和退出限制条件。深化研究表明,以包络EUR、URD和我国火电机组下限调频能力要求为优化目标,并考虑必要的纵深防御安全措施,国和一号具备进一步开展调频能力优化的技术可行性。

基于非结构网格粒子输运的蒙特卡罗模拟计算研究

传统的构造实体几何的建模方式不能满足复杂几何输运、多物理耦合计算和大尺度核辐射效应模拟等问题,目前MCNP程序允许在非结构化的网格下跟踪粒子,它是作为一个网格空间嵌入在传统的构造实体几何之中,非结构网格几何采用有限元程序ABAQUS创建,使用MCNP的径迹长度估计器计算非结构网格单元内的输运结果,并在非结构网格上执行单元对单元的跟踪,结果可以输出到ABAQUS或者Paraview进行可视化和其他物理分析。本文分析了两种典型的基准实验:Ueki固定源和Godiva临界源问题,模拟结果表明,UM几何的运行时间和与CSG几何的计算偏差与输入网格单元的数量、单元的阶数成正比,同样阶数的四面体比六面体结果误差更小,本文的非结构网格计算结果与传统的构造实体几何结构结果具有很好的一致性。

基于直接CAD几何模型的辐射场生成技术研究及应用

介绍了基于直接CAD几何模型的3维辐射场生成技术及其应用情况。在大规模并行非结构网格蒙特卡罗粒子输运方法的基础上,结合在线地图、SolidWorks等直接CAD几何模型,提出了1种适用于电子元器件、复杂厂房几何和大区域城市环境的高效辐射场生成模拟计算方法。并基于该技术实现了安卓设备电路板辐射场、复杂放射源迷道辐射环境和核辐射在百米量级城市环境建筑物区域的数值模拟,获取了全空间的辐射场中子注量率和能量分布信息,验证了该项技术在电子元器件辐照效应、放射源屏蔽设计和核辐射瞬发效应仿真应用中的可行性。

MOX燃料与包壳化学相互作用研究进展

简要介绍了MOX燃料芯块微观组织特点和主要裂变产物行为及其对化学相互作用层的影响,归纳总结了国内外对化学相互作用层微观结构的研究进展,分析了现有研究的不足和仍待解决的问题,以期对我国未来MOX燃料的研究和应用提供部分参考。

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。

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。

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。

钍基熔盐反应堆内化学研究进展和展望

熔盐反应堆是第四代核能系统中唯一使用液态燃料的反应堆,在钍基熔盐反应堆研制和运行中有许多直接与化学相关的关键问题,堪比“化学堆”。于是,因熔盐反应堆研发和运行的需要诞生了放射化学在裂变能利用中的一门新分支学科——熔盐反应堆化学。本实验室利用加速器驱动的中子源和γ能谱分析技术开展了钍基熔盐反应堆化学研究。本文介绍了钍铀转换中间核素~(233)Pa和裂变产物~(131)I及~(95)Nb在熔盐反应堆模拟燃料盐中分布和行为的研究进展。基于对美国橡树岭国家实验室(ORNL)的熔盐反应堆实验装置运行中的燃料盐、锕系元素和裂变产物等相关若干问题分析,提出了在钍基熔盐反应堆框架内熔盐反应堆内化学方面应该进一步开展的研究内容,包括钍基熔盐反应堆运行的化学检测和诊断、影响熔盐氧化还原电势的因素、熔盐氧化还原电势检测的新技术等。熔盐反应堆化学研究的进一步深入将拓展熔盐反应堆化学实践和理论,使钍基熔盐反应堆化学水平提升到新高度,为未来钍基熔盐反应堆高效安全运行提供科学技术方面的支撑和保障。

微型反应堆高速撞击下核临界安全的初步分析

微型反应堆可作为月球表面动力、航天器动力等用于太空探索,反应堆发射前需要对发射事故的影响进行安全分析。反应堆高空坠落并撞击到混凝土是主要的临界安全分析场景,高速撞击后反应堆可能重返临界。本文以两种简化的反应堆模型高速撞击场景为例,利用连续介质力学有限元程序ABAQUS与粒子输运蒙特卡罗程序耦合,完成了纯燃料堆芯垂直撞击地面和带径向反射层和屏蔽层圆柱堆30°倾角撞击地面的模拟,预测了两种场景反应堆高速撞击下keff随时间变化的物理特性。结果表明:纯燃料反应堆垂直撞击地面的keff增加最高可达1000×10^(-5),而具有反射层和屏蔽层反应堆30°倾角撞击地面的keff增加最高为200×10^(-5)。均匀密度变化条件下,采用表面非结构网格与内部非结构网格的蒙卡程序的计算结果符合较好,内部非结构网格能够更真实地捕捉材料的非均匀密度变化效应。本文的研究为微型反应堆高速撞击下的临界安全研究奠定了重要基础。

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。

奥氏体不锈钢辐照脆化预测模型建立及验证

奥氏体不锈钢因具有较高的断裂韧性,是反应堆内重要的结构材料。在长期服役过程中,奥氏体不锈钢会遭受中子辐照引起微观结构变化,从而导致断裂韧性下降,影响其服役行为。在反应堆延寿时需考虑奥氏体不锈钢的辐照脆化行为,即断裂韧性降低行为。辐照后断裂韧性实验数据较少,而辐照后拉伸性能实验数据较多,根据断裂韧性与拉伸性能的关系,可以用辐照后拉伸性能数据实现对辐照后断裂韧性的行为预测。为预测奥氏体不锈钢辐照脆化性能,首先根据辐照硬化和辐照后微观结构信息关联模型,利用辐照后微观结构信息实现对辐照后拉伸屈服应力的预测;再根据辐照硬化和断裂韧性的关联模型,利用辐照前的均匀延伸率、屈服应力/流体应力和断裂韧性,结合拟合获得的辐照后流体应力、均匀延伸率,实现奥氏体不锈钢辐照后断裂韧性预测,即实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测。通过以上步骤,可基于辐照后微观结构信息直接预测奥氏体不锈钢辐照后的断裂韧性。利用文献中获得的奥氏体不锈钢辐照后微观结构实验数据对辐照后断裂韧性进行预测,断裂韧性预测值与文献中报道的奥氏体不锈钢断裂韧性实验值基本吻合,验证了模型的有效性。研究表明,辐照后出现的位错环是引起奥氏体不锈钢辐照脆化的主要微观结构。未来可根据实验测得或模拟计算获得的辐照后微观结构信息,实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测,为反应堆延寿提供理论指导。

核电站堆腔混凝土辐照试验研究

作为核电站关键材料的堆腔混凝土,其安全服役是核电站长期稳定安全运行的前提条件之一。为了进行堆腔混凝土的中子辐照损伤机理研究,获得堆腔混凝土在中子辐照环境下的试验数据,本文建立了堆腔混凝土辐照试验方法,研制了辐照试验装置,并在研究堆中对其进行了加速辐照试验。结果表明:辐照试验装置设计合理,辐照试验指标满足试验要求,实现了两种规格多个混凝土试样的中子辐照。进一步的混凝土试样辐照性能研究结果表明:混凝土试样在平均快中子注量3.41×10^(18) cm^(−2)下辐照后,与辐照前相比,其外部形状未见明显差异,但试样颜色变化较大,并且出现一定的辐照肿胀和力学性能退化现象。

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。

零功率反应堆研究进展与展望

零功率反应堆是开展反应堆物理研究重要的基础性实验平台,其结构简单,灵活可变,堆芯活性区能够针对特定的研究对象进行调整,以验证核设计软件与核数据库的准确性,获得堆芯物理重要参数实验数据,检验反应堆测量控制设备的有效性。本文简要描述零功率反应堆的特征与用途,回顾国内外研发历程,并介绍当前研究进展以及对未来的展望。

基于自动重要抽样方法的减方差技巧体系构建与验证

屏蔽计算问题根据求解目标不同一般可分为源-探测器问题、区域问题和全局问题。MCShield研究团队针对3类问题中存在的深穿透问题提出了相应的减方差技巧,本文以此为基础构建了基于自动重要抽样(AIS)方法的减方差技巧体系,并开展了验证工作。针对源-探测器问题,采用NUREG/CR-6115 PWR压力容器计算基准题对小探测器自动重要抽样(SDAIS)方法进行验证。结果表明,SDAIS方法的计算效率约为AIS方法的7倍。此外还提出并验证了基于AIS伴随蒙特卡罗的耦合减方差(AIS-CADIS)方法,将AIS方法引入到蒙特卡罗伴随计算中,取得了良好的效果。针对全局问题,提出网格化-AIS方法并使用简化反应堆屏蔽计算算例进行验证,结果表明,网格化-AIS方法的计算效率是AIS方法的12倍左右,是直接蒙特卡罗方法的290倍左右。