核反应堆堆芯数字孪生

数字孪生是一种利用信息化技术对物理实体进行数字化描述的方法。通过有机地将虚实信息融合,数字孪生技术可以使用户更好地了解实体、操作实体。推动数字孪生技术在核能领域的研发与应用对提升核能的安全性和经济性具有重要意义。

模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响

321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一,在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变,使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中,测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱,并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸测试了冷应变试样应力腐蚀开裂性能。使用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品微观特征进行了分析。XRD分析表明,冷应变使基体发生了由奥氏体到马氏体的转变,而高温抑制了这一过程。随着应变程度的增大(至20%),电荷转移电阻增大,膜电阻随马氏体含量的升高而降低。裂纹萌生实验结果表明,马氏体优先发生氧化腐蚀,保护了奥氏体基体,抑制了应力腐蚀裂纹萌生。

HTR-PM全尺寸氦循环器的耐久性试验研究

氦气循环器是HTR-PM中将氦气冷却剂从反应堆堆芯循环到蒸汽发生器的关键组件。由于没有这种循环器的工程经验,因此制作了一个完整的模型来进行测试。样机的整个参数与实际的工厂循环器相同,设计是垂直布局,其转子由主动磁轴承支撑。整个模型,包括电机和冷却器,均密封在压力容器中。由于模型是一个大型的机电系统,并且该设计包括许多新系统,因此需要进行大量测试以确保其安全性和可靠性。在核能与新能源技术研究所(INET)中建立了氦循环器工程测试设施(ETF-HC)。

开式布雷顿移动堆电源热电转换运行特性稳态分析

该文针对开式布雷顿移动堆电源发电系统热力循环过程及其运行特性,开展系统稳态运行特性建模研究,建立系统运行工况稳态计算模型。在此基础上,研究开式布雷顿循环系统输出功率、效率以及系统内空气流量随转子转速、堆芯功率的变化规律,为系统运行控制研究提供基础。研究表明:在典型工况中,低转速下空气流量随转速增加而明显增加,高转速下空气流量随转速变化不明显;低转速下输出功率随转速增加而增加,高转速下输出功率随转速增加而减小。换热器出口温度对反应堆功率的敏感性随转速增加而降低;输出功率和输出功效率都随反应堆功率增加而增加。

堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能。使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究。

中子噪声在核反应堆吊篮振动监测中的应用研究

通过对临界装置堆芯吊篮激励振动引发中子噪声实验得到的功率谱密度(PSD)进行分析,证实了从中子噪声PSD中获得吊篮振动特性(各阶特征频率)是可行的,并给出了中子噪声探测器PSD幅度与吊篮振动幅度之间的比例因子(刻度因子)的计算方法。针对临界装置测量获得的中子噪声PSD和吊篮振动PSD,实际计算了对应吊篮各阶振型的刻度因子。本文证实,可以通过中子噪声分析,给出吊篮结构的振动频率和振动位移,证实了中子噪声在堆内构件振动监测领域的有效性。

反应堆堆芯热功率测量方法及其误差分析

通过建立精确的数学模型 ,提出了一种测量核电站压水反应堆堆芯热功率的方法 ,并对该方法进行了误差分析。基于上述方法的KME系统与校验SAPEC系统的比较结果表明 。

高通量工程试验堆堆芯流量分配计算

建立了合理的高通量工程试验堆 (HFETR)堆芯流量分配计算模型，并编制了相应的计算程序。应用此程序可以精确计算和分析 HFETR堆芯流量分配和温场。经过中国核动力研究设计院提供的实验数据的验证计算表明，本程序计算结果与相应的实验数据符合很好。

中国先进研究堆备用柴油发电机组的抗震动力学分析

对10MW高温气冷堆(HTR-10)和中国先进研究堆(CARR)的SSE地震地表谱进行了比较,采用分析法与HTR-10备用柴油发电机组的抗震试验数据相结合的方法,对中国先进研究堆(CARR)的备用柴油发电机组进行了抗震动力学分析.由于两个堆所采用的备用柴油发电机组型号相同,HTR-10备用柴油发电机组的振动试验谱在局部不能包络CARR堆的地表谱,同时试验表明该柴油机组的非线性动力学特性较弱,因此首先建立了该柴油发电机组的复杂的有限元分析模型,通过对比模态分析的结果和试验的结果,保证了该模型的准确性,然后按照核安全规范要求,在该模型上施加CARR堆的地表谱,进行反应谱法抗震分析.这是国内首次独立用分析法完成的对这类设备的抗震检验,并得到了核安全部门的认可.同抗震试验法相比,本方法不但能够有效地验证CARR堆柴油发电机组的抗震性能,而且可以大大缩短工程进度、提高工程经济性.

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况(一类工况或工况I)和中等频率事故工况(二类工况或工况II)中可能的堆芯功率分布进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比(DNBR)裕量,从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超温、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。

全压堆芯补水箱内饱和蒸汽凝结特性分析及数值模拟

基于对全压堆芯非能动注水系统中饱和闪蒸蒸汽在补水箱 (CMT)深度过冷厚筒壁和液面层凝结特性的分析，引入液相导热系数倍增因子和均温混合液层来反映汽流冲入 CMT上部液层对蒸汽直接接触凝结过程的强化作用，进而提出了相应的传热简化模型。借助数值模拟方法，初步预测了不同工况下 CMT中各时刻闪蒸蒸汽的凝结率，并与试验结果进行了比较。

空气中吊篮结构的振动特性分析

由于反应堆吊篮结构复杂，采用有限元法对其进行动力分析时，很难直接对结构的所有细节都作真实模拟。为此，根据吊篮结构及动力分析的特点，对吊篮结构的支承边界条件和局部复杂结构作了必要的简化，建立了两类简化模型。同时，计算了两个试验模型的振动特性。经对计算频率值与试验实测频率值的比较表明：本吊篮支承边界条件及局部结构的简化方法是合理、可行的。

CELL程序及其应用

介绍了ＣＥＬＬ程序的理论模型及其应用．ＣＥＬＬ程序采用碰撞几率方法求解多层圆环几何中的积分输运方程，得到中子能谱和栅元少群参数．对于燃料棒栅元和可燃毒物棒栅元，本程序计算的Ｋ∞与ＷＩＭＳＤ／４相应值的偏差分别为０．０２４％和０．２３％．利用ＣＥＬＬ程序计算ＨＦＥＴＲ堆各类栅元的参数，用ＣＩＴＡＴＩＯＮ程序计算的５个零功率临界实验堆芯Ｋｅｆｆ与测量值的偏差＜０．５％．ＨＦＥＴＲ堆首炉堆芯冷态和热态零功率临界棒位的计算值与测量值基本一致．

遗传算法在压水堆核电厂低泄漏换料堆芯装载方案优化中的应用

简述了目前已有各种堆芯装载体搜索技术及其优缺点,提出了基于遗传算法的堆芯装载优化方案搜索技术的系统框架结构,设计了多染色体堆芯装载编码、适应度函数、遗传操作、译码等技术。用C语言实现的系统和实验数据验证了所提出方法的可行性和有效性。应用结果表明,该系统能搜索得到优化的堆芯装载。

核反应堆吊篮振动引发中子噪声的实验研究

利用临界装置,开展了吊篮振动引发中子噪声实验研究。在反应堆稳定运行工况下,采取随机信号、窄带扫频和单频3种激励方式激励吊篮振动。在最大激励力下,吊篮最大振幅21μm,主要振幅在3～10μm。对中子噪声频谱分析显示,本底中子噪声信号频谱幅度随频率近似呈指数衰减。对临界装置的吊篮,振动引发的中子噪声频谱主要分布在数十Hz以上,容易分辨。研究中采用了高通数字滤波技术,改善了对特征频率的观察和识别。随机力激励吊篮,激发出了吊篮和围板的低、中频振动引发的中子噪声特征谱;窄带扫频激励吊篮,在20Hz～70Hz范围的扫频窄带内,中子噪声频谱主要出现70Hz以上的特征谱线,在70Hz～110Hz范围内,主要出现低于扫频窄带频率的特征谱线,在110～180Hz范围内,主要出现125Hz左右的特征谱线,从180～190Hz起的窄带扫频中,只能激励125Hz左右的特征谱线;30Hz～150Hz频率范围内单频激励吊篮,主要出现几个特征谱峰。由此鉴别出吊篮振动模态频率为76.2、125.0、181、215、239.7Hz。

大亚湾核电站两个机组反应堆第四循环堆芯换料设计

简要介绍了大亚湾核电站换料设计的基本原理和内容，以及两个机组第四循环换料设计的主要结果，并与测量值作了比较。计算结果表明，两个机组的换料设计都满足了安全性准则和经济性要求；测量结果表明，理论预测值与实测值符合良好。

堆芯冷却剂流动和传热特性的数值模拟

为了模拟堆芯冷却剂的流动与传热问题，编制了一个热工水力分析程序（ＴＨＡＰＭＡ），该程序基于多孔介质分析方法，在流体所遵循的质量守恒、动量守恒和能量守恒方程中引入体积孔隙率、有方向表面孔隙率、局部阻力和局部热源以模拟燃料棒等固体构件对冷却剂流动和传热的影响。鉴于差分格式和算法对计算精度和计算速度有较大的影响，在程序中对能量方程采用了开发的ＷＳＵＣ格式，为了使程序既适应于稳态工况又适应瞬态工况，在算法上采用了改进的ＰＩＳＯ算法。在通过若干个典型算例证实了ＴＨＡＰＭＡ程序编码的可靠性以及对瞬态问题的适应性之后，依据秦山二期的早期工况，计算了稳态工况下的堆芯流动和传热问题，得到了其中速度场和温度场的分布。

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了 PWR核电站堆芯的模型化问题 ,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型。将核电站堆芯分为三大块分别建立模型 :中子动力学模块、反应性反馈模块、堆芯热力学模块。建立系统传递函数 ,运用 MATLA仿真 。

秦山核电二期工程长燃耗堆芯可行性方案论证

简要介绍了对秦山核电二期工程反应堆换料拟采用的高性能燃料组件的长燃耗堆芯进行核设计可行性方案的论证。经论证表明，推荐方案中：如反应堆采用三分之一、混合型换料方案和载钆可燃毒物，平衡堆芯批卸料燃耗达４２ＧＷ·ｄ／ｔ（Ｕ）左右时，平衡循环长度可达４１０等效满功率天（ＥＦＰＤ），满足各方面限值要求。

基于SIMPLE方法的熔融物凝固模型研究

熔融物的冷却特性对熔融物堆内持留过程有着重要的影响,本文使用基于固定网格技术的焓方程方法建立熔融物液相与固相之间的相变数值分析模型,利用SIMPLE算法求解N-S方程和焓方程,通过相变模型分析存在一个两相区的对流-扩散型的熔融物凝固相变过程。利用相变模型可以有效地模拟固液共存的两相区,并利用解析解和基准题验证相变模型的准确性。