铅铋冷却氮化物燃料小型模块化快中子反应堆堆芯物理特性分析

国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)认为小型模块化反应堆具有很好提高核能安全性、经济性和防止核扩散的能力,是未来核能最具发展前景的堆型之一。为适应未来核能发展的需求,提出了一种铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(Small Modular Pb-Bi Cooled Reactor with Nitride Nuclear Fuel,SMPBN)设计方案,并利用PIJ组件计算程序和CITATION堆芯计算程序对SMPBN的物理特性和安全特性,包括反应性系数及其随燃耗变化、卸料燃耗、功率峰因子、燃料转换比和停堆余量等进行了深入分析。通过分析,认为SMPBN在20年寿期内,具有很好的燃料转换能力,不需要换料,反应性波动很小,反应性系数均为负值,具有固有安全性,符合国际上第四代反应堆的要求。

铅铋冷却快堆堵流事故下堵块参数对流动传热的影响

铅铋冷却快堆是第四代核能系统之一,其具有许多运行与安全性优势。但铅铋冷却快堆在运行过程中,堆芯结构材料会受到铅铋合金冷却剂的腐蚀作用,腐蚀产物在堆内堆积可能会引发堵流事故,从而导致包壳传热恶化,并影响冷却剂的流动传热效果。通过对铅铋冷却快堆单盒燃料组件建模,使用商用计算流体力学软件STAR-CCM+对不同堵块参数下的5个堵流事故工况开展了计算分析。通过对事故后包壳内壁面温度、子通道中心温度的轴向发展和堵块周围流场的轴向速度分布进行对比分析,获得了各种堵块参数对堵流事故后传热恶化、流场性质的不同影响规律。

小型可运输长寿命铅铋冷却快堆堆芯设计研究

为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。

铅铋冷却的加速器驱动的次临界堆的燃耗分析

对热功率800MW,加速器质子能量600MeV的铅铋合金冷却的加速器驱动的次临界系统进行了物理特性上的研究和堆芯设计。利用清华大学核研院自主开发的耦合MCNPX2.1.5和ORIGEN2.1的三维燃耗程序COUPLE 2进行计算分析。研究了不同的栅径比以及次锕系核素(MA)的含量对反应性和燃耗过程的影响。综合考虑keff变化、安全性以及嬗变效果等因素,选取合适的栅径比以及MA含量,建立一套物理上初步可行的铅铋冷加速器驱动的次临界方案。

铅铋冷却快堆含绕丝燃料组件子通道程序开发与验证

由于铅铋冷却剂流动传热现象的复杂性,准确计算铅铋冷却含绕丝燃料组件的冷却剂和包壳温度是液态金属冷却快堆燃料组件热工分析的重点。本文基于集总参数法对守恒方程进行求解,开发了适用于铅铋冷却快堆的子通道分析程序,对液态铅铋在棒束燃料组件中的摩擦阻力模型、湍流交混模型和对流换热模型进行了适用性分析,并对7棒束大涡模拟和19棒束含绕丝传热实验进行了对比验证。结果表明:包壳和冷却剂温度的最大相对误差低于5%。程序能较好完成铅铋冷却含绕丝燃料组件的热工水力计算,可为铅铋冷却快堆设计提供支持。

铅铋冷却反应堆补偿棒组件概念设计与分析

根据铅铋冷却反应堆补偿棒运行面临的液态铅铋的高密度高浮力环境特点,设计了一种补偿棒组件结构方案,包括吸收体棒束、棒束抓手、配重体、内套筒、外套管等.通过有限元方法对组件承力部件内套筒和棒束上抓手进行了力学分析,计算比较了内套筒应力变化规律,分析验证了棒束上抓手的结构可行性,在此基础上确认了铅铋冷却反应堆补偿棒组件结构设计方案的合理性,为铅铋反应堆内其他面临同样高密度高浮力环境的其他构件设计提供了参考.

铅铋冷却燃料棒束堵流事故CFD模拟与分析

【目的】铅铋冷却快堆(LFR)具备固有安全性、较高的能量密度和较长的燃料循环寿期等特点,是第四代核反应堆研究的重点堆型。LFR在运行过程中产生的腐蚀产物可能会引起堵流事故,对反应堆安全造成威胁。【方法】通过计算流体力学软件Fluent,对含绕丝19棒束燃料组件建模,模拟分析了正常工况和多组堵流工况下的铅铋工质流动传热特性,并和Pacio实验进行了对比。【结果】获得了不同工况下包壳表面最高温度分布、堵块周围速度分布和瞬时涡场结构,分析了堵块参数对流场分布和传热的影响规律。【意义】结果可为分析LFR堵流事故的发展和影响提供参考。

小型一体化铅铋冷却反应堆仿真模型研究

铅铋冷却反应堆在安全性、设计简化、防扩散和经济性方面具有巨大的潜力。本文以一体化小型铅铋冷却反应堆为研究对象,建立了基于四方程漂移流模型的螺旋管直流蒸汽发生器二次侧模型、一回路主冷却系统模型、本构模型和比例-积分-微分(PID)控制模型,开展了铅铋冷却反应堆运行控制特性研究。结果表明,稳态计算结果与设计值符合较好,模型能够准确模拟铅铋冷却反应堆的运行特性;快速变负荷运行工况下系统参数超调较小,能够实现反应堆功率跟随蒸汽流量的快速变化;传热管堵塞对反应堆运行有较大的影响,每堵塞1根传热管,蒸汽流量降低约6.7%。

铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆堆芯中子学特性分析

在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。

铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

针对铅铋冷却沸水快堆(PBWFR)主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型,并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究,并重点模拟了无保护超功率事故(UTOP)。计算结果表明:PBWFR在稳态时具有足够的安全性,但在UTOP中,功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。

用于水下航行器的铅铋堆S-CO_(2)循环发电系统热力学及动态特性分析

将铅铋堆与超临界二氧化碳(supercriticalcarbon dioxidecycle,S-CO_(2))循环相结合的发电系统可为水下航行器稳定、高效供能。然而,目前缺乏水下航行器与铅铋堆S-CO_(2)循环发电系统的匹配设计研究,其热力学分析仍不完善。因此,该文分别构建其热力学模型和动态模型,通过模拟仿真,开展发电系统与4种动力循环形式的匹配研究,发现简单回热循环与铅铋合金的温度匹配性较好,系统热效率在压缩机和透平入口压力分别为7.6和25MPa时达到26.81%,满足系统设计要求。进一步探讨循环关键运行参数对系统热力学性能的影响规律,结果表明,增大循环最高压力和最高温度有利于系统效率的提升。基于此,进行系统关键换热部件的设计,揭示发电系统在温度阶跃扰动条件下的动态响应特性。可知,当堆芯铅铋温度从410℃降至390℃时,循环效率在大约8s内下降1.69%。该文可为应用于水下航行器的铅铋堆超临界二氧化碳循环发电系统设计提供参考。

小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电,用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制,通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明,比例-积分-微分(PID)控制器很难达到较好的控制效果,因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰(ADRC)控制器和H∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力,能够独立地完成较好的控制效果,但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明,由于仿真计算对实际对象进行了简化,在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。

日本液态铅铋合金冷却快堆包壳和结构材料研究现状初探

本文介绍日本在下一代快堆候选堆型——液态铅铋共晶合金冷却快堆的研究开发中,针对其关键问题之一——包壳和结构材料与液态铅铋合金冷却剂的高温相容性问题的研究现状和作者对此问题的思考,特别指出了解决现试验中的钢试样表面氧化保护膜的magnetie层致密化问题的必要性和实验研究途径。

铅铋合金冷却快堆PBWFR子通道参数敏感性研究

基于COBRA-IV开发出了适用于铅铋合金冷却组件和堆芯的子通道热工水力分析程序SUBAS,并利用其对铅铋合金冷却组件进行了详细的子通道分析,主要分析了不同燃料棒数目对组件内的温度场和速度场的影响;对湍流交混模型、横流压降系数、换热系数模型等做了相关的参数敏感性分析。研究结果表明:燃料棒数目的增加会导致组件内外质量、动量和能量的交换更加困难,各类通道的温度都有所升高;定位格架不仅增加了组件压降,而且降低了相邻通道之间的横向流动;湍流交混模型对组件的温度场和速度场影响较大,需要重点研究。

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。

铅铋冷快堆堆芯轴向一维单通道稳态分析

通过建立简化的堆芯轴向一维单通道稳态模型并编制相应的程序,对铅铋冷却快堆物理热工耦合问题进行研究。该模型主要包含中子扩散﹑燃料元件导热和冷却剂输热三个部分。并详细介绍了各部分的迭代求解流程。依据文献中提供的MYRRHA反应堆参考设计方案进行堆芯参数计算,得到了与文献相一致的结论,验证了程序,为下一步开展铅铋冷却快堆堆芯的瞬态研究奠定了基础。

铅铋次临界堆XADS束流超功率事故研究

加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven sub-critical System,ADS)利用加速器产生的高能强流质子束轰击重金属靶核,产生散裂中子作为外源中子来驱动和维持反应堆自身运行。质子束流的不稳定性将对此类反应堆的功率水平产生影响,进而威胁ADS的安全。加速器束流超功率是ADS系统的一种典型事故瞬态,该事故导致ADS堆芯功率骤然上升,堆芯温度骤升,可能超过材料的安全限值,威胁反应堆完整性。本文利用多物理耦合程序MPC-LBE,对加速器驱动铅铋冷却次临界堆(eXperimental Accelerator Driven System,XADS)的束流超功率事故进行模拟,并研究了这种事故下反应堆的瞬态安全特性。

铅冷快堆结构材料耐蚀涂层技术研究概述

铅冷快堆是采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。作为第四代反应堆六种主要堆型之一,铅冷堆具有高负荷跟踪、高固有安全性、高功率密度和长换料周期等特点,因此铅冷快堆很好地满足了第四代反应堆安全性、经济性、持续性和核不扩散的目标要求。但铅或铅铋合金对结构材料具有很强的腐蚀性,必须采用复杂的氧控技术或优良的耐蚀材料才能保证反应堆长期安全运行。国内外采用了硅增强耐热钢(如俄罗斯燃料包壳用EP823(16Cr12MoWSiVNbMn)、蒸汽发生器用EP302M(10Cr15Ni9Si3Nb))、铝增强铁马钢和涂层制备技术来解决液态铅/铅铋对结构材料的腐蚀问题。本文主要总结了铅冷快堆结构材料典型耐蚀涂层技术的研究现状,并对耐蚀涂层的发展前景进行了展望。

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N,利用幵行虚拟机(PVM)平台开发了核热耦合工具:COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序,用以更新截面;SKETCH-N执行物理计算,幵将功率分布反馈给热工程序;最后,应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后,功率迅速升高,在1.42s后达到最大值;5s后包壳温度达到峰值1264℃,超出了设计限值。结果表明:在提棒事故后,均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁,故该堆芯应采用分区布置。

一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计

长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。