核热推进系统分析程序模型与计算方法初步研究

核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。

摇摆条件下棒束通道自然循环核热耦合特性实验研究

为研究海洋条件下核热耦合对棒束通道自然循环热工参数波动特性的影响,在机械摇摆台上设计并搭建了5×5棒束通道自然循环实验回路。基于单群点堆中子动力学模型,通过实时采集热工参数并计算实时核功率,实现了运动-热工-物理的耦合。对棒束通道单相自然循环核热耦合的瞬态特性进行了实验研究,研究结果显示:在静态工况下,核热耦合使得系统功率发生小幅度波动,当温度反馈系数低于-5×10^(-4)℃^(-1)时,燃料温度反馈对功率的影响比冷却剂温度反馈更大。核热耦合对热工系统的时均参数无显著影响,增大燃料温度反馈系数会降低系统的稳定性。在摇摆运动工况下,摇摆幅度越小或摇摆周期越短,核热耦合引入的功率波动幅度就越小。此外,在摇摆运动启动的瞬态过程中,核热耦合使得系统重新建立稳定自然循环的时间大幅延长。

美俄核热推进技术发展现状与启示

核热推进系统具有推力大、比冲高、能量转换效率高、长时间工作、推力可调、多次启动等优点,近年来再一次成为国际研究的热点。全文全面介绍了核热推进系统的类型与工作原理,总结了美、俄两国核热推进技术的发展现状及典型反应堆与燃料元件的设计方案和性能特点,梳理了存在的主要关键技术问题,并结合我国实际提出了发展建议。

CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。

核热推进燃料形式演变及现状分析

核热推进作为一种高比冲、大推力的推进方式,是未来远距离、大载荷、快速深空探测任务的重要候选推进方式之一。燃料是核热推进的核心部件,其服役环境极为苛刻,是研发难度最大的关键技术。文章对早期开发过的核热推进燃料进行了调研,分析了优缺点;重点对目前成为研发热点的FCM形式燃料进行了详细介绍,总结了其优势和材料的改进方法。

反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。

美机构合作推进核热火箭发动机研发

【美国国家航空航天局网站2023年1月25日报道】美国国家航空航天局(NASA)和国防高级研究计划局(DARPA)2023年1月24日宣布签署合作协议,将联合推进“敏捷地月空间行动示范验证火箭”(DRACO)项目,最快于2027年示范核热火箭发动机技术。

核热推进技术发展综述

核热推进具有比冲高、推力大,及工作时间长等特点,在载人深空探测、大型星际货物运输等方面有广阔的应用前景。介绍了美国和俄罗斯/前苏联的核热推进技术研发历程和技术发展状态,归纳总结了发展过程中呈现出的推力水平中等化、堆芯构成模块化、燃料元件高性能化、试验手段非核化和多功能模式化的发展趋势,并初步分析了核热推进研发过程中所涉及的反应堆设计技术、核安全防护设计技术、燃料芯块制备技术、燃料元件成型技术、排气处理技术,及发动机启动技术等关键技术。最后对我国核热推进技术发展提出了核与航天部门合作研发、借鉴美俄经验教训、及早并持续开展研究的发展建议。

核热推进反应堆燃料元件发展概述

深空探测作为我国航天领域未来的重要任务之一,需要性能更高的推进系统提供动力。核热推进系统具有高比冲、大推力、长运行寿命、可重复启动等优点,可为未来深空探测任务提供可靠的动力支撑。经过了60多年的发展,核热推进固态堆芯燃料元件被研制出了多种类型,如六棱柱石墨基燃料元件、扭曲条带燃料元件、六棱柱金属陶瓷燃料元件、球形包覆颗粒燃料元件、MITEE型燃料元件、SLHC型燃料元件、Grooved Ring型燃料元件等。总结归纳了核热推进固态堆芯燃料元件的发展状况,提出了发展核热推进固态堆芯燃料元件的关键技术,可为我国核热推进系统燃料元件的研制提供借鉴。

核热火箭发动机循环方案对比分析

针对未来载人火星探测、大型星际货物运输等的空间动力问题,开展核热推进技术系统循环方案展开对比分析。根据文献调研结果,确定了热抽气循环、冷抽气循环和膨胀循环等3种核热火箭发动机系统循环备选方案,根据自编核热火箭发动机参数平衡计算软件,针对10 t推力的核热火箭发动机应用背景,对上述3种方案进行系统参数平衡计算,得到各方案详细的热平衡工作参数;根据计算结果对3种方案进行对比分析,在相同初始设计条件下,膨胀循环方案推力和比冲均最高,性能最优越,可以作为今后核热火箭发动机系统的首选方案。

摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

核热推进堆芯方案的发展

核热推进利用核裂变能加热工质,比冲可达化学火箭的2倍多,在空间活动中有广阔的应用前景。在美国和俄罗斯的研究过程中,对多个核热推进堆芯方案进行了较深入的研究。本工作介绍了这些堆芯方案的情况,详细说明了其设计特点,并总结了堆芯方案的发展趋势。

核热推进包覆燃料颗粒耐高温性能研究

为确定TRISO包覆燃料颗粒作为核热推进系统燃料的适用性,采用ZrO_2模拟TRISO核燃料中UO_2核芯,对包覆颗粒的耐高温性能进行了研究。在氩气环境中分别进行1800 K～2300 K耐高温性能研究,统计了颗粒在不同温度下的破损情况及压碎强度,并利用体视显微镜、SEM等手段观察颗粒形貌。研究发现,2000 K时包覆颗粒出现破损,2200 K时颗粒破损率已高达70%;当温度不超过2000 K时,包覆颗粒压碎强度变化不明显,而2000 K以上时,SiC层断裂形式由以"穿晶断裂"为主逐渐转变为以"沿晶断裂"为主,颗粒压碎强度随温度的升高显著降低。

核热推进反应堆关键技术及其发展

分析了核热推进NTP(nuclear thermal propulsion)反应堆关键技术及现状,介绍了核热推进反应堆技术在空间推进领域的应用,总结对比了美国、俄罗斯现有核热推进反应堆设计方案的主要参数和特性,并对未来航天器用核热推进反应堆的发展方向和应用前景进行了探讨。

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。

采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。

S_N方法自动建模程序SNAM在EAST纵场线圈核热计算中的应用

在核领域的中子学计算中,离散纵标(S_N)方法三维粒子输运计算程序得到了广泛应用。SNAM作为离散纵标法粒子输运自动建模程序系统,其主要功能是CAD模型与S_N计算模型之间的相互转换。一方面,SNAM可以将通用格式的CAD模型转换成S_N计算模型,另一方面可以以CAD模型的方式显示S_N计算模型中几何及材料等相关信息。本文主要介绍使用SNAM程序对EAST三维模型进行中子学建模,并计算分析了EAST装置纵场线圈的中子注量率与核热沉积。

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。

超临界水堆子通道分析及核热耦合分析研究综述

超临界水堆核能系统作为国际上第四代核能系统长远开发的6种堆型之一，具有热效率高，系统简化，经济竞争能力强等优点。本文综述了国内外热中子谱超临界水堆子通道程序的开发及应用、超临界水堆核热耦合分析的相关研究成果，简要介绍了堆内冷却剂和慢化剂的温度、密度、焓、包壳瘟度沿流动方向的变化规律，以及不同子通道冷却剂质量流率的分布规律，探讨了当前研究尚存在的不足，并为下一步研究工作的开展提出了一些建议。