快堆三维瞬态反应性反馈计算研究

在处理快堆时空动力学计算的反应性反馈问题时,提出了一种反应性直接反馈的数学模型。结合快堆的反应性反馈机制,在快堆中子学软件NAS的基础上,给出一种在时空动力学计算中截面反馈与反应性直接反馈相结合的反馈模式。同时,将快堆并群系统加入到程序中,实现了在线并群。对中国实验快堆(CEFR)等温温升过程进行模拟,通过计算结果与CEFR温度反应性系数实验测量结果的对比,证明了本模型和程序的正确性。

基于Dragon/Donjon的钠冷快堆反应性反馈参数计算与分析

反应性反馈参数是反应堆系统行为与事故安全分析的基础输入参数,与堆芯局部的材料、温度或几何尺寸的变化息息相关,是用于检验堆芯分析程序与方法有效性的关键参数之一。本文针对法国超凤凰钠冷快堆的中子学基准题,基于传统的两步法和Dragon/Donjon程序进行计算,获得一系列的反应性反馈参数,并与利用蒙特卡洛程序Serpent的基准题结果进行对比,分析了中子核反应截面数据库和堆芯计算方法对计算偏差的影响。计算结果表明,Dragon/Donjon程序可用于钠冷快堆反应性反馈参数的计算,各项反应性系数与基准题的偏差可接受。与扩算理论的MCFD算法相比,输运理论的SP3算法对于堆芯径向均匀膨胀、钠密度变化或钠空泡效应、燃料轴向膨胀产生的反应性反馈系数的计算偏差更小。对于不涉及结构材料截面温度效应的反应性系数,基于JEFF3.1.1库和ENDF/B 8.0库的结果差异很小。

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能(UDF)开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。

控制棒驱动机构膨胀反应性反馈模型开发与应用

在中国实验快堆功率试验阶段,开展了功率反应性测量试验,研究发现功率反应性的试验测量值与理论计算值存在较大偏差,需要对功率反应性的计算方法进行改进。本研究对理论计算值与中国实验快堆功率反应性试验值之间的偏差进行了分析,找出了导致偏差的主要原因,并开发了控制棒驱动机构膨胀反应性反馈模型,对理论计算的功率反应性进行了修正。结果表明,修正后的理论计算值和试验测量值之间符合良好,相对偏差为6.5%。本研究开发的驱动机构膨胀反应性反馈模型可以用于钠冷快堆的反应性计算。

反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究

在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反应性反馈,分别在没有核反馈和有核反馈的情况下进行实验,研究了空泡反应性反馈系数(C_α)、慢化剂温度反应性反馈系数(C_t)对流动不稳定性的影响。通过实验研究,获得了反应性反馈对流动不稳定过程的影响规律。研究表明,C_α、C_t和元件时间常数(f_t)对流动不稳定过程及流动不稳定边界都有较大影响。

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。

反应堆反应性及反馈机理研究

在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。为了搞清楚里面的控制机理和动态特性,下面对各种反应性进行了综合分析,建立了包括反应性反馈在内的物理模型,并运用此模型对反应堆功率进行计算,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。

基于热工水力反应性反馈敏感性分析

为了分析热工水力反应性反馈敏感性，在SIMEXC仿真平台上建立了热工水力实时仿真程序。在此基础上，使用了与热工水力条件相对应的热工水力关系式，以便对热工水力反应性反馈敏感性展开分析。研究结果表明，使用Shah公式和米海耶夫公式时，反应性反馈的计算受到了一定的影响。但是，使用摩擦阻力关系式进行反应性反馈计算却不会受到过多的干扰。

NHR 5负荷自跟随特性与机理的分析

用带有高过冷沸腾模型的ＲＥＴＲＡＮ０２ 程序对５ ＭＷ 核供热堆（ ＮＨＲ５） 负荷增加５０ ％ 和失去全部负荷的自跟随实验进行了分析， 其计算结果与实验结果符合得很好。并对额定工况下负荷增加３０ ％ 和失去全部负荷两种工况的安全性进行了分析， 结果表明反应堆是安全的。同时发现了自然循环冷却的反应堆在负荷变化后， 堆芯流量首先变化， 然后导致堆芯内与流量有关的参数（ 例如空泡份额） 变化， 本文给出了负荷自跟随这类瞬态过程的特征。讨论了空泡的变化规律和控制棒回水温度对自然循环流量的影响。

核释热瞬态特性模拟实验研究

提出了一种在用电加热模拟核释热瞬态特性的方法，该方法采用计算机模拟多谱勒效应和慢化剂温度效应，并控制电加热元件的加热功率。应用该方法进行了升功率和降流量两项实时模拟实验，将实验结果与用 Retran 02程序计算的结果进行了比较，结果证明，用本文中的方法模拟核释热的瞬态特性是可行的。

中子平衡方法在优化气冷快堆温度反馈中的应用

针对气冷快堆温度反应性系数较小、在瞬态事故中由温度变化造成的负反馈弱的问题,本文提出一种增强气冷快堆负反馈效应的优化方法。使用西安交通大学自主研发的SARAX程序对堆芯设计方案进行分析,并使用中子平衡分析方法,将冷却剂密度变化引起的反应性变化分别按照反应类型、核素及能群进行分解,研究了堆芯参数对反应性系数的影响。计算结果表明,基于中子平衡方法对反应性进行分解,可以定量计算出不同参数对反应性变化的贡献,证明了优化措施的有效性,可为堆芯优化工作提供理论支撑。

一体化压水堆堆芯动态特性仿真研究

本文建立了一体化压水堆堆芯的数学模型,包括中子动力学模型、反应性反馈模型和堆芯热工水力模型。并通过仿真对一体化压水堆和传统的分散布置压水堆的动态特性进行了比较,仿真结果表明所建立的数学模型是合理的。

中国先进研究堆未能停堆的全厂断电事故分析

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,考虑冷却剂所有可能的流动状态以及换热形式,利用FORTRAN程序设计语言开发了CARR瞬态热工水力计算程序TSACC。利用程序对CARR发生全厂断电事故(SBO)时控制棒不能下落,且应急冷却泵不能投入运行这一严重事故工况进行了计算分析。计算结果表明:CARR发生SBO时,在应急冷却系统故障和控制棒不能插入堆芯的严重事故工况下,堆芯功率仍然能够在冷却剂密度反馈、空泡反馈及燃料多普勒反馈等作用下降低至较低的水平,能够保证燃料元件结构的完整性,也说明了CARR具有很高的固有安全性。计算结果同时发现:在自然循环建立过程中,堆芯冷却剂流量出现了短暂的密度波流动不稳定现象。

热管堆多反馈效应下的启堆特性研究

热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用热管堆瞬态分析程序HPRTRAN,采用3种启堆模式对其进行了启堆工况计算,研究了每种模式下的启堆特性。结果表明,热管堆启堆过程中会经历较大的功率波动,可能出现不利于启堆的“温度平台”,间隔转动控制鼓相比于连续转动控制鼓,是一种更安全且实际可行的启堆方案。

热管冷却反应堆核热力耦合研究

热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。