钴调节棒在堆芯内的发热分析

秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用60 Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,此外,59 Co被活化变成60 Co,而60 Co衰变放出的射线被调节棒自身吸收也会产生热量。因此,有必要研究钴调节棒的发热变化,为进一步分析钴调节棒的温度场及慢化剂的热负荷提供设计输入。本工作采用MCNP程序模拟秦山三期CANDU-6型重水堆的全堆芯(包括燃料、控制棒、调节棒、冷却剂和慢化剂等)几何结构,研究不锈钢调节棒和钴调节棒的发热率。将基于上述钴调节棒计算结果的最大发热率提供给热工进行稳态和事故分析,确保反应堆热工安全性。

商业核反应堆首次使用3D打印堆芯内构件

【美国西屋公司网站2020年5月4日报道】美国西屋公司(Westinghouse)2020年5月4日宣布,在2020年春季停堆换料期间,拜伦1号机组已成功安装使用3D打印技术制造的阻力塞组件。这是全球首次在反应堆堆芯安装3D打印构件。此前,德国西门子公司(Siemens)2017年将3D打印消防泵叶轮安装在斯洛文尼亚克尔什科核电厂,至今一直持续安全运行,实现3D打印设备在商业核电厂的首次应用。

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。

数值反应堆堆芯与E级高性能计算的科学内涵

反应堆是一复杂的系统过程,是由中子场、温度场、流场、应力场、化学场等多个物理过程相互耦合的装置,这些物理场涉及从微观核反应到宏观能量释放的多尺度作用机理。随着E级(1 000PFLOPS,百亿亿次/每秒)计算机的问世,核能发展的总趋势正从传统工程驱动模式向以高性能数值模拟为主转变。当前四代堆设计立足小型化和精密化,高分辨率数值模拟对提升核装置性能和降低裕量作用突出。为研究解决当前模拟软件与计算机之间存在的浮点效率低、移植周期长、模式通用难和规模扩展难等问题的办法,突破软件和硬件之间存在的编程墙和性能墙,本文通过解读美国NEAMS、CASL和ECP计划,结合团队近年在数值反应堆和高性能计算关键技术突破方面的经验,提出基于并行中间件的集成共性、发展个性的技术路线,探索一条快速提升我国自主CAE软件整体水平的途径,供业内同行探讨,以在国产超级计算机上实现核装置的精细化建模和多物理、多尺度、多过程耦合计算。

热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm,300 pcm]以内。

小型铅冷快堆堆芯物理计算软件的开发与临界实验验证

在铅冷快堆(LFR)型号研发中,准确高效的堆芯物理计算是堆芯核设计的基础。针对小型LFR特殊的能谱与材料环境,首先利用蒙特卡罗开源软件OpenMC实现栅元与组件的蒙特卡罗均匀化。基于有限体积法的开源软件OpenFOAM开发了中子扩散求解器DESOF,通过Python形成完整的堆芯物理计算软件MCDESOF。利用超级均匀化方法实现了组件的等效均匀化,通过4种典型的LFR燃料组件模型对MCDESOF进行了数值验证。开展了LFR临界实验,将MCDESOF计算结果与测量结果进行对比,临界附近的反应性偏差小于100 pcm,安全棒价值偏差小于200 pcm,计算准确度达到与蒙特卡罗全堆建模计算的水平,所需的计算时间小于蒙特卡罗全堆建模计算时间的25%。

核反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性

核反应堆中堆芯吊篮的稳定性是反应堆正常运行的保障和前提.压紧弹簧作为堆芯吊篮的约束与支撑直接影响堆芯吊篮的振动特性.在高温、辐射等恶劣工况下,压紧弹簧力学性能会发生如应力松弛的退化,影响堆芯吊篮振动以及反应堆运行安全,因此需要对堆芯吊篮压紧弹簧松弛特性展开研究.首先,建立堆芯吊篮及压紧弹簧在内的装配体有限元模型,利用湿模态法分析并获得压紧弹簧松弛情况下的堆芯吊篮梁式模态振动频率的变化.然后,开展堆芯吊篮压紧弹簧松弛试验,试验结果验证了模型的有效性.进一步利用仿真模型生成更多压紧弹簧松弛影响下的堆芯吊篮梁式模态频率数据,结合试验数据建立堆芯吊篮压紧弹簧松弛程度识别的数学模型,为反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛劣化监测奠定了技术基础.

钠冷快堆堆芯捕集器设计优化数值研究

堆芯捕集器是为有效分散堆芯熔融物并防止压力容器下封头与熔体大规模接触而被破坏的非能动预防和缓解装置。在钠冷快堆(SFR)中,堆芯捕集器的结构直接影响碎片床的堆积形状和分布,进而影响碎片床的再临界性和长期衰变热去除能力。本文针对堆芯捕集器的结构设计优化开展数值研究,重点关注其烟囱结构设计对碎片床形成和分布的影响机理及规律。基于无量纲刚度系数和无量纲阻尼系数改进离散元法(DEM),通过改变堆芯捕集器烟囱顶盖垂直投影边长、顶盖倾斜角度和烟囱间距,研究碎片颗粒的运动和碎片床的形成行为。结果表明,堆芯捕集器的烟囱顶盖垂直投影边长、烟囱顶盖倾角和烟囱间距对碎片床的堆积形状和分布均有重要影响,碎片颗粒的二次散射对于改善碎片床的均匀性至关重要。

运行工况下固态堆芯基体的高温力学响应

热管冷却反应堆是核反应堆电池的首选堆芯之一,热管堆固态堆芯高温膨胀的力学性能需要引起重视。为了获得热管冷却反应堆316H不锈钢基体在高温下的力学变化,以MegaPower作为分析对象,采用开源蒙特卡罗程序(OpenMC)和商用有限元计算软件ANSYS Mechanical,对反应堆满功率运行工况进行了热力耦合分析。结果表明:1)在满功率运行水平,堆芯基体会产生显著的温度集中和热应力集中,燃料和基体的峰值温度分别为1 023 K和970 K,基体的最大热应力为49.5 MPa;2)在高温蠕变的效应下,基体的应力会显著降低,应力分布趋于均匀;3)在堆芯运行过程中,基体等效总应变只有微小变化,而等效弹性应变的减少和等效蠕变应变的增加几乎是同步且等量进行的。

熔盐堆散体石墨组件堆芯结构变化对核反应性的影响

熔盐堆由于其燃料的流动性,堆芯结构变化会导致堆芯燃料分布及装载量的改变,从而影响堆芯物理特性参数。本文以新型实心六棱柱石墨组件熔盐堆堆芯设计模型为参考,使用MCNP程序分析了热膨胀、流体冲刷及堆本体震动和石墨辐照形变等因素导致的堆芯组件变形、位移等微小几何变化,并研究了这些堆芯结构变化对反应性的影响。结果表明:热膨胀引起的堆芯结构变化引入负反应性;流体冲刷及堆本体震动导致的石墨组件偏移,引入的反应性是波动的,但整体趋势是石墨组件向堆中心偏移,引入正反应性,向堆外围偏移,引入负反应性。为保障反应堆安全运行,需要将石墨组件约束在一定范围内;石墨辐照形变会使反应性先减小后增大,在堆芯寿期末堆芯反应性仍小于寿期初,该反应性变化可由在线加料或移动控制棒补偿,对熔盐堆运行影响有限,但需考虑该批燃料再入新堆后的临界控制问题。本文的研究将为熔盐堆的设计、运行和维护提供重要参考。

三代核电先进堆芯中子通量测量系统对比研究

随着压水堆核电从二代、二代加发展到三代核电,堆芯中子通量测量系统对堆芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从堆芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进堆芯中子通量测量系统,对比分析不同堆型系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。

基于OpenMP的堆芯中子学软件性能优化研究

CORCA-3D软件是中国核动力研究设计院自主研发的先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件,提升CORCA-3D软件运行速度可以提高反应堆系统分析的效率。目前CORCA-3D软件采用单线程的方式运行,并没有充分利用计算机的多核硬件资源,对CORCA-3D软件进行性能分析,发现其存在运行时间较长的热点函数,CPU利用率较低,因此可引入并行编程技术来加速CORCA-3D软件的计算。文中将OpenMP编程技术运用到CORCA-3D软件中,并介绍了CORCA-3D软件并行优化的设计与实现。通过对方家山1号机组全堆芯进行测试,证明并行编程技术可大幅提升CORCA-3D软件的运行效率,平均加速比约为2左右。此并行编程技术的运用为后续堆芯数值软件应用提供技术支撑。

在线堆芯监测系统的研究现状与建议

在线堆芯监测系统(CMS)是核电站保障安全运行的重要系统,其主要功能是实时监测堆芯内部的关键参数变化,以便及时发现潜在的异常情况并提供后续操作建议。本文对在线CMS的主要功能进行了数学建模,明确了其核心的建模正问题以及监测、诊断和运行支持反问题。通过对国内外典型在线CMS的研究现状进行分析,明确了上述正反问题的求解思路,为后续在线CMS解决具体工程问题提供参考。其中,堆芯建模问题涉及高低保真度的机理模型、机器学习模型和降阶模型等。利用不同类型探测器和数据同化算法,解决探测器布置、物理场重构及不确定性量化问题是监测反问题的核心。诊断反问题则主要通过堆内外中子探测器信息,实现对棒失步、自给能中子探测器异常和振动异常等故障原因分析。运行支持反问题则主要利用堆芯跟随的理论模型,进行反应性或功率分布控制。最后,本文指出当前在线CMS技术研究中多源信息融合、不确定度量化和运行规程等方面存在的挑战。特别是在数字孪生及数值反应堆的框架下,考虑各种不确定性因素影响,实现机组运行能力提升,是在线CMS后续发展的重点方向之一。

华龙一号堆芯在线监测系统的设计与实现

不同于CPR1000等二代核反应堆堆型使用的堆底插入式移动中子探测器,华龙一号等三代核反应堆使用自给能中子探测器(SPND)作为反应堆堆芯中子测量硬件,本文详细阐述了华龙一号使用的基于SPND的高精度堆芯监测系统的设计和实现。首先,提出了一种新型SPND信号处理方法,这种方法不仅解决了传统设计软件无法进行高精度SPND电流计算的缺陷,而且还能对测量的SPND进行高精度信号处理,并基于此建立了一种高精度的堆芯三维功率重构方法。随后,描述了基于这套理论模型设计出的华龙一号堆芯在线监测系统SOPHORA,并详细说明了其不确定度分析方法。不确定度分析结果表明,该系统的各项关键参数的精度可以满足高精度堆芯监测的需要。最后,为了确认该系统的性能,对比分析了华龙一号首堆在启堆过程中的测量与理论预测SPND电流的偏差和组件功率分布的偏差。结果显示,该偏差远小于启动物理试验的规程要求。不确定度分析结果和启堆过程中组件功率偏差分析结果的双重验证表明,SOPHORA实现了高精度堆芯监测,其使用的SPND信号处理及堆芯三维功率重构方法具有显著的准确性和可靠性。

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。

基于GOTHIC 3D的内置冷却管双坩埚堆芯捕集器瞬态模拟研究

为进一步探究内置冷却管的双坩埚式堆芯捕集器在给定冷却壁面热流密度瞬态分布的边界条件下,自冷却水灌注冷却流道起始,至形成稳定两相流自然循环并达到热平衡阶段的瞬态三维冷却性能,开发了基于安全壳热工水力学信息生成(GOTHIC)的三维分布参数热工水力模型。通过使用不同形状封堵及开孔模块的搭建和分布参数热构件依异形表面的贴覆,实现了双坩埚捕集器异形流道三维流动换热过程的瞬态模拟。通过模拟分析、计算结果的后处理及相关模型分析,证实了该双坩埚捕集器在两相流自然循环启动后,形成了良好的带热能力,在假定条件下,其带热能力提升至13.4 MW;三维计算结果亦可为该捕集器的优化设计提供有价值的参考,同时亦证实了GOTHIC 3D程序对于三维两相流热工水力问题的模拟分析能力。

坩埚式堆芯捕集器换热器力学特性分析

基于田湾核电厂堆芯捕集器的设计参数,采用COMSOL软件搭建了一个多物理场耦合仿真模型,对核电厂严重事故初期阶段,坩埚式堆芯捕集器的运行情况进行了数值模拟研究。结果表明,当牺牲材料与堆芯熔融物混合后形成的熔融池温度超过2100 K时,换热器底部钢壳会发生熔化,少量的熔化不会对堆芯捕集器的力学性能产生明显影响。此外,换热器竖直壁面中心区域会的热膨胀量较大,会对外部冷却流道造成明显的挤压。结合上述计算结果,对坩埚式堆芯捕集器的换热器设计提出了建议,为相关设备的研发奠定了基础。

坩埚式堆芯捕集器熔融物长期冷却过程

堆芯捕集器是三代核电厂常用的严重事故后果缓解措施之一。在中国核电工程有限公司研发的新型堆芯捕集器中,设计者创新性地提出通过内置冷却管提高熔融物的冷却速率的设计方案。以江苏田湾核电厂堆芯捕集器设计为基础,采用FLUENT软件建立了相关数值模拟模型,研究了坩埚式堆芯捕集器中熔融物长期冷却过程,在此基础上探讨了内置冷却管对加快严重事故缓解进程的贡献。计算结果表明,坩埚式堆芯捕集器中氧化物层以由外向内的过程冷却,外部先形成的硬壳会阻碍衰变热的导出,增加了冷却全部熔融物所需的时间。通过增设内置冷却管可以为内部区域提供额外的冷源,从而提升熔融物的冷却速度,加快严重事故后果缓解进程。

基于分层神经网络的压水堆堆芯换料关键参数的预测方法研究

压水堆堆芯换料方案的选择直接关系到核电厂运行的安全性和经济性,是一项费时费力的工作。为高效准确地选取可行的堆芯换料方案,本文提出了分层神经网络模型来预测堆芯换料方案的关键参数:循环长度和最大焓升因子。本方法设计了双层隐藏层网络结构,通过选取合适的权重初始化方法、激活函数、自适应学习率和优化器等,学习大量的工程换料数据获取堆芯关键参数预测模型。本文所提方法分开学习关键参数特征,避免相互干扰学习,从而提高了模型整体预测精度。数值实验也表明,本方法比经典深度神经网络模型(DNN)具有更高的预测精度和更强的鲁棒性,且在不同类型的新组件布局上同样具有准确的预测能力。