秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究

该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线。反应堆整体实验模型的比例为1:4。模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极。实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成。实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数。

秦山600MW反应堆旁漏流水力模拟实验研究

６００ＭＷ反应堆水力模拟实验旁、漏流研究采取了局部实验、理论计算和整体实验相结合的技术路线。对反应堆各部分旁流或漏流分别通过各子项研究进行一系列结构尺寸的计算或实验，得到各旁、漏流部位的阻力系数与Ｒｅ数的关系。然后进行整体水力模拟实验，测定反应堆的各区段阻力系数和进出口总阻力系数，从而得到各区段压降、总压降和各旁、漏流的驱动压头。根据本文提供的数据处理方式，各旁、漏流部位在每一结构尺寸下就有一对应的旁、漏流量（份额）。

核反应堆压力容器模拟钢中纳米富Cu相的变形特征

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)和高分辨透射电镜(high resolution transmission electron microscopy,HRTEM)的方法研究纳米富Cu相的变形特征.研究结果表明,镶嵌在α-Fe基体中的纳米富Cu相,在冷轧变形时的变形机制较为复杂,存在多种变形方式.当纳米富Cu相的晶体处于有利取向时,可以跟随基体一起发生滑移变形,表现为"软"颗粒的特性;当晶体处于不利取向时,会发生孪生变形,甚至诱发马氏体相变,有时生成"轮毂辐条"状的孪晶结构,大大提高了纳米富Cu相继续变形时的抗力,表现为"硬"颗粒的特征,因而析出纳米富Cu相会产生明显的强化作用.

核电材料在模拟反应堆环境中应力腐蚀破裂测试技术与性能评价

简要介绍了采用慢应变速率试验(SSRT)、U型弯曲和C形环试验等技术,分别对800合金、304和316及316Ti不锈钢、A533B压力容器用钢在模拟核反应堆环境中的应力腐蚀破裂(SCC)敏感性进行的试验研究的一些主要结果;并结合电化学测试和表面膜俄歇电子能谱(AES)分析结果进行了讨论;提出了高温水中SCC加速试验方法选择原则以及SSRT的敏感评价参数的建议。

实体建模数值反应堆的高质量绘制

针对传统体绘制算法采用全局实体网格化和光线均匀采样策略,难以适应大规模数值反应堆数据的可视分析问题,提出一种面向实体特征的数值反应堆可视化方法.首先利用高重复性的组件特征设计按需网格化的绘制流水线,支撑网格高效重建;然后采用均质属性的实体特征,提出基于表面的非结构网格体绘制加速算法;最后耦合轮廓线等表意性绘制增强效果.实验结果表明,该方法能够可扩展地处理大规模反应堆数据,高质量地表现反应堆结构和关键介质界面.

时效工艺对反应堆压力容器钢中富Cu团簇析出的影响

反应堆压力容器（RPV）模拟钢样品经880℃加热0．5h水淬，再经过660℃加热10h调质处理，随后在340～400℃进行不同时间的时效处理，测量了维氏硬度，并采用原子探针层析技术（atomprobetomography，APT）研究了富Cu团簇的析出过程。APT分析结果表明，RPV模拟钢淬火后经400℃时效100h的样品中析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为1．69×10^23m^-3；模拟钢在调质处理后，经400℃时效1000h时效处理后才析出了富Cu团簇，团簇的数量密度为6×10^22m^-3。研究结果表明，同调质处理后时效相比，模拟钢淬火后直接时效可以更好地模拟RPV钢经中子辐照后富Cu团簇的析出。

反应堆FPGA保护子系统开发与验证

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。

基于hp-VPINN的反应堆中子扩散计算方法研究

先进的反应堆模拟技术需要基于较少的实际探测数据反演全堆关键参数。针对这一需要,本文基于具有高阶多项式域分解功能的变分残差物理信息神经网络(hp-VPINN)构建计算模型,用于正向、反向求解中子扩散方程。该模型使用神经网络作为试函数,并将其代入中子扩散方程形成变分残差作为损失函数进行梯度下降。为了提高求解精度及效率,本文还根据中子扩散方程的物理特性提出了有效增殖系数智能搜索与反演等创新型关键技术,并基于鲸鱼优化算法(WOA)实现了神经网络超参数自优化。最后通过多个算例进行验证,结果表明该方法在具有较高精度的同时,实现了较低的训练数据依赖,为先进反应堆模拟技术提供了一条少量输入数据且较高精度输出的中子扩散求解途径。

基于改进3D-R树的流固耦合模拟网格插值研究

流固耦合模拟是反应堆数值模拟的重要研究内容,针对数值堆CVR1.0热工水力软件PACA和结构力学软件HARSA网格不匹配、网格量巨大、网格单元还原困难,本研究利用3D-R树索引大规模流体域网格节点,完成了对固体域网格节点的插值计算。由于流体域网格节点密度大且分布较均匀,采用体积均分方式设计新结点分裂策略。对于溢出的结点,首先计算其最佳分割轴,即分裂后新结点体积和最小,假设为x轴;让垂直于x轴的分割面均分此结点;将分割面左侧孩子插入新结点N_(1),右侧孩子插入N_(2),其他孩子插入新增体积最小的N_(1)或N_(2)。用PACA和HARSA验证插值效率,结果表明改进3D-R树的插值效率明显高于3D-R树和传统插值。用HARSA对插值结果进行了固体流致振动计算并用Archard模型对固体振动进行了磨损评估。

RPV模拟钢热时效过程中碳化物与基体界面元素的偏聚

研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高磷样品时效150 h,P,Si和C同时在厚度约为20 nm的范围内富集,其浓度为基体的2倍;高磷样品时效500 h,在Fe_3C与基体的界面处分别存在厚度为7 nm的P和Si偏聚层,其中P偏聚在近Fe_3C一侧,Si偏聚在近基体一侧,Si的偏聚阻碍了碳化物的长大.

反应堆蒙特卡罗临界模拟中均匀裂变源算法的改进

在反应堆pin-by-pin精细建模及蒙特卡罗模拟计算研究中,由于不同栅元的功率密度差异较大,导致蒙特卡罗方法临界计算的样本在不同栅元之间的分配不均衡,由此引起栅元内的各种计数的统计误差差异较大.为使大部分栅元内计数的统计误差降至一个合理的水平,单纯增加总样本已不是一个高效的解决方法.通过在特定临界计算迭代算法的基础上改进并实现均匀裂变源算法的思想,对大亚湾压水堆pin-by-pin模型取得了具有较高效率的数值结果.本工作为具有自主知识产权的蒙特卡罗粒子输运模拟软件JMCT最终达到反应堆pin-by-pin模型(包括一系列国际基准模型)的模拟性能要求提供了一个有效的工具.

基于BEAVRS基准例题的OpenMC程序建模及计算验证

为丰富我国核反应堆物理中子输运计算手段,对开源蒙特卡罗程序OpenMC进行验证性研究。基于ENDF/B-VII.1核数据库,选取反应堆模拟评价和验证基准(BEAVRS)例题,使用OpenMC程序对BEAVRS压水堆进行全堆芯建模和计算研究。结果表明:5种临界状态下OpenMC程序的临界本征值计算结果最大误差为127 pcm;控制棒价值计算误差在-95~41 pcm之间;U-235相对裂变率计算结果最大相对误差在B13组件为-13.6%。同时,将OpenMC程序计算结果与实测数据及同类软件模拟结果进行比较,结果表明OpenMC程序计算结果与实际情况吻合良好且基本优于同类软件计算结果。因此,开源蒙卡程序OpenMC具有较高的准确性和可靠性,可广泛用于压水堆核电站堆芯模拟研究计算。

德国不愿再为东欧培训人员提供经费

【德国《明镜》周刊1995年第47期第17页报道】波恩以后将不再为培训来自俄罗斯和乌克兰的核技术人员支付费用。如果欧洲联盟不为此提供资助,则1996年底将结束在格赖夫斯瓦尔德的反应堆模拟器上为东欧核电运行人员的事故培训工作。据称,该设施是迄今唯一能够为这种堆型的操作人员进行各种事故的全过程模拟培训的设施。