SPACE-R反应堆径向功率分布优化方案研究

SPACE-R是设计目标为40 k We、10年寿命的空间发电用反应堆。SPACE-R反应堆的径向功率分布很不均匀,应该采取一定的功率分布优化方案,使堆芯在整个运行期内具有平坦的功率分布。适合SPACE-R反应堆的径向功率分布优化方案有:在慢化剂中布置可燃毒物棒以及分区使用不同含氢量的慢化剂。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的径向功率因子进行计算,可知通过在合理位置布置可燃毒物棒或降低内围慢化剂的含氢量可有效优化功率分布。两种方案均会使反应堆损失一定的反应性,设计时应考虑这一因素。经综合考虑得出两个最终设计方案,均能满足径向功率因子不超过1.20的设计目标。

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。

反应堆产医用同位素及药物的创新发展研究

医用同位素及药物是核医疗健康产业的重要组成部分和主要物质基础,系统梳理反应堆产同位素及药物发展现状对于加快我国同位素及药物发展、推动自立自强全链条体系建设具有现实意义。本文采用文献调研、问卷调查、实地调研、行业研讨等方法,分析了国内外反应堆产医用同位素及药物的供需情况、发展现状与趋势。研究发现,目前我国仅实现了131I、177Lu、89Sr等反应堆产医用同位素的自主供给,但供给量尚未完全满足国内需求,多数临床常用的同位素依然依赖进口;反应堆产同位素相关的放射性药物存在药品种类少、研发创新不足、生产规模小等瓶颈,难以满足临床实际需要。研究建议,研判供需现状与趋势,实现反应堆产医用同位素供给与品种的多元化;以临床需求为牵引,带动反应堆产医用同位素的规模化制备,支持放射性药物的研发与应用创新,加快建设反应堆产医用同位素及其放射性药物的自立自强发展体系;丰富发展模式并形成创新观念,为我国核医疗持续发展提供坚实保障。

月球基地用反应堆电源方案研究

针对月球基地反应堆电源应用需求及月球的特殊使用环境,提出了一种锂回路冷却快堆方案。采用MCNP程序对该方案的核特性进行深入研究,详细计算分析了反应性、燃耗、通量及功率分布等堆芯物理量,并对反应堆的掉落临界安全和屏蔽进行了详细的计算分析。研究结果表明:锂冷回路冷却快堆方案具有堆芯结构紧凑、质量轻、导热效率高、堆芯固有安全性高、功率输出性能好、停堆深度深等优点,适合用作月球探索活动的能量源。

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

SPRR-300反应堆生物屏蔽层剂量场三维仿真

反应堆生物屏蔽层的拆除是反应堆退役阶段的重要任务之一,生物屏蔽层辐射场的数字化可为反应堆退役中的辐射防护和废物管理提供重要信息。本文通过构建三维辐射场计算模型,采用粒子输运计算程序(MCNP)获得了SPRR-300反应堆生物屏蔽层三维辐射剂量场;运用3Dmax、Pro/E等建模工具建立了生物屏蔽层剂量场三维仿真场景和模型,直观地展示了生物屏蔽层活度状况和剂量分布,实现放射性水平分布可视化。

用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。

高温气冷堆反应堆保护系统设计优化研究

高温气冷堆是具有固有安全和事故缓发等安全特点的第四代先进反应堆。文章以山东辛安高温气冷堆项目为基础,对反应堆保护系统传统的3层架构进行了介绍,同时基于安全级DCS“龙鳞”平台设计了实施方案,并对实施方案进行了优化研究。改进后的方案在维持原安全功能的前提下,减少了机柜数量,降低了设备成本,可推广应用于后续高温气冷堆项目反应堆保护系统。

反应堆压力容器“set-on”集成化锻造结构多物理场耦合模拟研究

核反应堆压力容器(RPV)传统采用独立锻件通过焊缝连接的结构形式,由于焊缝为铸态金属组织,属失效分析中的薄弱环节,因此采用集成化锻造结构,确保承压焊缝质量,是提升RPV安全可靠性的重要方法。但是,集成化后的锻造结构存在几何异形、结构复杂、壁厚差异大等问题,其材料组织与性能调控难度大幅增加。针对上述问题,以核电RPV接管“set-on”结构形式为对象,基于结构导热微分及等温转变叠加理论,建立了锻造结构温度-组织-应力的多物理场耦合模型,以调质热处理的奥氏体化及淬火冷却两个阶段为对象,结合淬火冷却介质流-固耦合分析方法,获得锻造结构不同位置处材料组织与性能变化的定量规律,并明确了其关键影响因素。

基于物理去除方法的反应堆及一回路系统腐蚀产物过滤系统设计

随着核反应堆服役年限的增加,反应堆一回路系统的设备、管道、阀门内表面存在一定的剥落,形成腐蚀产物悬浮于冷却剂中,最终变为活化腐蚀产物。随着活化腐蚀产物的不断增加会造成冷却剂中总固水平增加和反应堆厂房内空间剂量水平升高,也会对设备的运行造成一定的影响。为解决这一问题,本文采用在一回路系统上增设并联支路,支路中设置腐蚀产物过滤系统,采用物理去除的方法不断对冷却剂过滤去除其内的腐蚀产物,进而降低冷却剂中的总固水平。对于腐蚀产物过滤系统的过滤器,采用碟片式结果,采用有限元方法进行了过滤器单层固液两相分离仿真。经工程应用验证表明,本文设计的腐蚀产物过滤系统可有效降低冷却剂中的总固水平,表明对去污冷却剂中的腐蚀产物效果明显。

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。

小型模块化反应堆控制方法综述

小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依赖,是小型模块化核反应堆的一个重要发展趋势.智能化、自动化的反应堆控制系统通过高效的控制动作来实时跟踪负荷需求,进而有效提高反应堆的稳定性、可靠性和安全性.本文对小型模块化核反应堆控制方法的研究现状进行了综述.本文首先回顾了基于经典控制理论的传统PID控制方法的原理及其优缺点,然后总结了当前应用于反应堆控制系统的一些高精度、高效率智能控制方法,如模糊控制、神经网络控制、智能优化控制、复合控制方法等的主要特点.最后,针对当前小型模块化反应堆控制系统的应用需求和技术难点,本文对智能控制方法的可能发展方向进行了展望.

基于“全局-局部”搜索的核反应堆运行孪生反问题求解

反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方法依赖于初始参数的估计,其估计精度直接决定数字孪生的精度。为了提高运行孪生反问题求解精度和计算效率,本文提出了“全局-局部”搜索(GLS)的反问题求解方法。对基于华龙一号构建的反应堆运行孪生进行了测试,考察了观测量无噪声和有噪声时反问题求解的精度和计算效率。结果表明,此方法可为反应堆运行孪生提供实时准确的参数和物理场估计,为工程实践打下了基础。

温差热电转换型空间热管冷却反应堆瞬态分析程序开发及验证

热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。

基于多目标进化算法的反应堆辐射屏蔽优化方法研究

新型核能与核动力装置的发展对辐射屏蔽设计方法提出了更高要求。面对空间堆、船用堆等装置的小型化、轻量化设计需求,传统辐射屏蔽多目标优化方法存在优化目标少、优化参数单一、全局性差等缺陷,难以满足辐射屏蔽智能设计的需求。本文基于第三代非支配排序遗传算法和改进多目标人工蜂群算法开展面向反应堆屏蔽层重量、体积和特定区域辐射剂量等多目标约束条件下的辐射屏蔽优化方法研究,并对各算法的优化性能、优化方案进行对比分析。结果表明,本文方法相较于传统屏蔽智能设计方法展现了更好的优化性能,并在实际工程问题中体现了可靠性,可为辐射屏蔽设计优化提供新思路。

百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究

屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响,因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象,在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上,考虑到辐照剂量的径向分布,采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量,分析了屏蔽设计原理,并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析,调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置,获得了优化的屏蔽方案,在满足屏蔽要求的基础上质量减少了98.41 kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。

游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估

核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。

非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。通过理论推导和数值模拟相结合的方式,研究了脉动流条件下管内速度与温度分布特性,并对比了不同数值模拟边界条件对脉动流条件下圆管内速度和温度分布的影响。结果表明:高频脉动流条件下,管内层流在壁面附近会出现回流现象,并且壁面效应会随着脉动频率的增大而增大,使用脉动速度入口和压力出口作为数值模拟边界条件无法预测出这一回流现象,而使用波动的压力入口和流量出口可以捕捉高频脉动流的回流现象;脉动流条件下,管内温度波动幅度随脉动频率的增大而逐渐减小;数值模拟较好地模拟脉动流条件下管内的温度,误差小于2%,为使用数值模拟方法准确预测脉动流流场与温度场提供参考。

10 kW低浓铀月表反应堆电源系统概念设计与分析

针对未来月球科研站所面临的能源需求问题,提出一种采用低浓化U-Mo合金燃料和热管冷却的月球表面反应堆电源系统的新型概念设计。低浓化U-Mo合金燃料技术成熟,在RERTR项目中被作为主要燃料而得到广泛使用。采用低浓化U-Mo合金燃料,能够有效降低核扩散的风险和简化相关部门的监管流程。反应堆的额定热功率为180 kW,输出电功率≥10 kW,设计寿命为10年。反应堆为Na热管冷却的快中子反应堆,采用控制鼓对堆芯反应性进行控制,堆芯热量通过Na热管传递到半Heusler型温差发电模块,废热由Hg热管辐射器翅片辐射到太空。基于蒙特卡洛程序RMC和CFD软件对反应堆堆芯物理及热工进行了初步计算和分析,针对温差发电器件的热电转换性能进行了优化设计,对热管失效等假想事故进行了分析评价。结果表明,该反应堆设计能够满足中子物理设计和临界安全的要求,在稳态工况下温差发电器件的热电转换效率能够达到7.60%,系统能够有效输出≥10 kW电功率,热管级联失效时能够满足热工安全要求。

反应堆瞬发γ活化成像技术研究进展

瞬发γ活化成像技术(Prompt Gamma Activation Imaging,PGAI)是基于瞬发γ中子活化分析技术(Prompt Gamma Neutron Activation Analysis,PGAA)的一种新型元素成像技术,具有PGAA非破坏性、高灵敏度的多元素分析特点,同时可研究大体积样品内元素含量的三维分布情况。与移动中子源(如同位素中子源、加速器中子源)相比,反应堆中子源具有高通量的冷/热中子,因此,基于反应堆中子源的PGAI装置具有更加广阔的应用前景。鉴于PGAI技术的重要性,主要介绍了PGAI技术原理和测量方法、列举了国内外具有代表性的PGAI装置及特点,并指出当前PGAI技术研究现状与应用进展。其中,与中子层析成像(Neutron Tomography,NT)结合的PGAI是目前研究的重点。随着国内高通量中子反应堆的持续稳定运行以及PGAI装置的建立和技术发展,相信未来PGAI技术能在我国更多领域得到广泛和深入应用。