螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究

螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。在热工水力方面,基于自研仪器实现了交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料周期长的特点。

气泡在液态铅铋金属中的运动特性及曳力系数模型研究

当铅铋快堆发生蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故后,一回路高温液态铅铋合金(Lead-Bismuth Eutectic,LBE)与二回路高压过冷水相互作用产生大量蒸汽,这些气泡在LBE的携带作用下可能进入堆芯,引起局部传热恶化和功率瞬变,严重影响反应堆的安全运行。掌握气泡在液态LBE中的运动特性及其动力学行为,开发适用于LBE中气泡迁移的曳力系数模型,是开展SGTR事故堆芯安全评估的基础。基于CLSVOF(Coupled Level-Set and Volume-Of-Fluid)方法建立了气泡在高温液态LBE中迁移运动的三维数值模型,通过分析气泡的运动轨迹、速度和粒径的变化规律,结合气泡受力平衡方程,获得了气泡曳力系数的模拟值。在此基础上,对比分析了现有曳力模型对LBE中气泡迁移的适用性,优选了最佳曳力系数模型并进行了进一步优化,优化后的模型对于液态LBE中气泡曳力系数的计算误差在15%之内。研究结果可为后续SGTR事故安全分析程序的开发提供理论支持。

COSINE多相场子通道程序格架模型开发与评估

格架模型作为子通道程序中的重要模块,对大破口事故中再淹没工况下热工水力学参数的计算具有重要意义,COSINE多相场子通道程序包括格架的压降模型、壁面传热增强模型、相间传热增强模型、液滴破裂模型、格架再湿模型、格架温度模型等。本研究选取棒束传热实验装置(RBHT)典型再淹没工况进行建模分析,评估格架模型对再淹没工况下热工水力学参数计算的影响。计算结果表明:采用格架模型后,程序计算的通道换热能力显著增强,格架模型可提高计算的骤冷前沿速度,加快包壳冷却及蒸汽温度的下降,并显著降低燃料包壳峰值温度(PCT),程序计算结果与实验数据符合良好;程序计算的格架温度变化趋势与实验值符合良好;程序中采用的液滴破裂模型可模拟格架前后的液滴尺寸变化,可精准预测液滴直径散射比;程序预测的格架附近液滴速度随时间的变化与实验趋势符合良好。COSINE多相场子通道程序中采用的格架模型可有效提高程序对再淹没工况下热工水力学参数的预测能力,程序中采用的格架模型是有效且合理可靠的。

核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究

建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual Studio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证。验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求。

新型低铬含铝奥氏体不锈钢在超临界水中的腐蚀行为研究

基于超临界水冷堆对结构材料的需求,研究了一种低铬含铝奥氏体不锈钢(AFAs)在600℃、25 MPa的超临界水(SCW)中的均匀腐蚀行为。采用扫描电镜、能谱仪、电子背散射衍射等技术分析了氧化膜的形貌、结构和化学成分。结果表明,低铬AFAs在SCW中腐蚀动力学符合抛物线规律。Al、Cr含量较低,不足以维持独立的氧化铝膜的形成,而是形成外层为磁铁矿、内层为Cr-Al混合氧化物的双层氧化膜结构。这种氧化膜的保护性较差,对低铬AFAs长期腐蚀不利。本研究揭示了低铬AFAs在SCW中的腐蚀机理,并指出充足的Cr、Al含量是材料在SCW中维持耐腐蚀性的基础。本研究可为超临界水冷堆结构材料选用及AFAs研发提供数据支持。

用于探测液态金属-气体的DLC涂层式丝网探针数值模拟与结构优化

液态金属-气体两相流是铅冷快堆在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的物理现象之一,考虑到液态金属的不透明性、腐蚀性及高温性,本文提出一种类金刚石(DLC)涂层式丝网探针(WMS)对液态金属-气体两相流相态分布进行探测。基于COMSOL软件,建立了涂层式WMS的数值模型并进行了实验验证,通过电场模拟阐明了该新型探针应用于含液态金属气液两相流的可行性。进一步地,通过改变丝网电极的间距与直径、涂层的厚度,研究了结构参数对涂层式WMS测量精度的影响。结果表明,电极丝横向间距为2~3 mm、垂直间距为1.5~2 mm时,WMS测量精度较高,而涂层厚度和电极丝直径的影响较小。本研究可指导DLC涂层式WMS在液态金属-气体两相环境中的实际应用,并为分析SGTR事故后的多相分布提供技术基础。

基于连续能量蒙特卡罗的快中子反应堆均匀化截面计算方法研究

快堆确定论两步法通常由组件均匀化截面计算和堆芯扩散/输运计算共同组成,已广泛应用于快堆工程设计与分析领域。基于连续能量精细几何的蒙特卡罗均匀化截面计算方法可为先进快堆提供高精度均匀化群常数。本文简要综述了蒙特卡罗生成的均匀化截面与堆芯扩散/输运计算结合的发展现状与技术趋势。介绍了蒙特卡罗体积通量均匀化方法和超级均匀化等效修正方法,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法。以MET-1000金属燃料快堆数值对标为例,针对堆芯扩散计算,对控制棒使用超级均匀化等效修正方法,将堆芯扩散计算的控制棒价值高估从13.5%减小到0.35%,并提高了功率分布预测精度;针对堆芯输运计算,定量解析了误差原因,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法,可减小MET-1000堆芯输运计算的反应性误差698 pcm。本文中适用于快堆扩散及堆芯输运计算的蒙特卡罗均匀化截面生成方法针对先进非均匀布置快堆、小型快堆等新型堆芯,与不同堆芯求解器的结合有待进一步发展与验证。同时,蒙特卡罗生成快堆均匀化截面还有许多问题需要深入研究,如不连续因子修正、基模修正、历史效应处理方法等。

基于数据同化的棒束流场湍流模型常数标定方法研究

为了提升压水堆棒束燃料组件内二次流预测精度,采用基于集合卡尔曼滤波算法的数据同化策略对非线性涡粘模型的关键模型系数进行标定。为了提升数据同化策略的收敛速度,降低模型常数的收敛残差,采用基于模型常数敏感性分析的定向抽样和基于空间相关长度的局部修正等方法,改进了数据同化策略和集合卡尔曼滤波算法。本文基于改进的数据同化策略,利用5×5棒束通道定位格架下游流场实验观测数据,标定了非线性涡粘模型。研究结果表明,与标准非线性涡粘模型相比,标定后的非线性涡粘模型对棒束通道定位格架下游二次流的预测精度显著提高,成功预测了标准模型常数未能准确预测的横截面涡结构。

在煤油介质中TODGA的γ辐射分解及萃取性能研究

N,N,N’,N’-四辛基-3-氧戊二酰胺(N,N,N’,N’-tetraoctyl-diglycolamide,TODGA)是一种具有广泛发展前景的针对锕系核素萃取分离的酰胺荚醚类萃取剂。为研究TODGA在煤油介质中的γ辐照性能,研究采用超高效液相色谱手段,以煤油作稀释剂,研究了水相中不同硝酸浓度下γ吸收剂量对TODGA辐解的影响;评价了辐照后TODGA-煤油-3 mol·L^(-1)硝酸混合体系对碱土金属、镧系元素的萃取性能变化。研究表明:TODGA的辐解率随着体系中硝酸浓度的升高而逐渐下降,当水相添加4 mol·L^(-1)硝酸水溶液,相较于不含硝酸水溶液时可抑制18%程度的辐解。而吸收剂量的增加导致了TODGA辐解增加,当吸收剂量低于100 kGy时,TODGA的辐解程度为10%~40%;当吸收剂量为1000 kGy时,TODGA的辐解增加明显,辐解率高达70%。TODGA辐解主要由醚键断裂导致,在硝酸水溶液的作用下改变辐解路径,还会发生辛基侧链的断裂。TODGA对碱土金属元素Sr的初始萃取率为25%,吸收剂量为100 kGy时几乎不萃取Sr,而其对镧系元素(Ce、Eu、Dy)的萃取率接近100%。

共辐照接枝合成胺基型吸附剂对放射性废液中离子态和胶体态^(110)Ag^(m)的去除

在核电厂正常运行所产生的放射性废液中,放射性核素^(110)Ag^(m)的形态复杂,除盐床无法将其彻底去除,研究其高效去除技术具有重要意义。本研究提出了以胺基型新材料PP-g-GMA@EDA为吸附剂的吸附分离方法实现对离子态(Ag(Ⅰ))和胶体态银(Ag·Nps)的共去除。采用γ射线诱导的共辐照接枝法制备了PP-g-GMA@EDA,并通过批式实验分别研究了其对Ag·Nps和Ag(Ⅰ)的去除性能及吸附机理。结果显示,在不同pH的Ag·Nps溶液中,PP-g-GMA@EDA较核电厂常用的商业树脂IRN9766具有更好的去除效率,溶液pH作用下的吸附曲线呈典型的阴离子交换吸附特征。在最佳pH=4条件下,材料对Ag·Nps的吸附效率可达100%,最大吸附量为101.44 mg/g。对于Ag(Ⅰ)的吸附,PP-g-GMA@EDA呈螯合吸附特征,在420 min达到吸附平衡。批式实验证实了胺基型吸附剂PP-g-GMA@EDA在放射性废液中多形态^(110)Ag^(m)去污的适用性,为^(110)Ag^(m)从放射性废液中去除提供了一种高效、可持续和工业上可行的方法。

压水堆一回路注锌的热力学与动力学特性

堆芯腐蚀产物沉积会引起垢致功率偏移和垢致局部腐蚀,威胁反应堆的安全性和经济性。根据反应堆运行经验,注锌能有效缓解堆芯腐蚀产物沉积,但锌在一回路中热力学平衡、动力学置换和质量平衡理论尚不清晰。基于此,本文从理论机理和数值计算分析的角度分析一回路中锌的平衡与热力学动力学行为。理论分析表明,锌在冷却剂水化学条件下主要以氢氧化锌形式存在,锌对反尖晶石中二价离子的置换能力可以结合锌浓度与水解化学平衡进行求解。数值分析表明,模型预测值与核电站观测值有良好的吻合度,逐步降低注锌量是维持锌浓度在特定最优化范围内的有效手段,注锌有效缓解腐蚀释放的程度可达约50%,注锌后的污垢厚度约为注锌前的42%。本文研究结果能为核反应堆采取最优化注锌技术提供理论支撑。

MORPHY程序在铅冷快堆中的应用

铅冷快堆在燃料增殖和核废料处理方面的优势明显,针对欧洲铅冷系统(ELSY),基于“两步法”,使用蒙特卡罗软件产生少群组件参数,经过截面修正后,传递给确定论程序MORPHY进行堆芯计算。分析截面修正处理、角度展开阶数对计算精度的影响,量化比较ELSY堆芯的有效增殖因数、归一化通量水平以及控制棒组的控制棒价值。对于不同算例,采用输运修正和中子倍增效应修正,堆芯计算采用S4阶展开条件下,有效增殖因数偏差最大为38×10^(−5),控制棒价值计算偏差在45×10^(−5)之内,归一化中子通量密度最大绝对偏差为9.73%,平均绝对偏差在2%以内,初步验证MORPHY程序在铅冷快堆物理分析中具备可行性。

一回路注锌对镍基690合金管腐蚀及腐蚀产物释放的影响

在模拟压水堆(PWR)一回路注锌浓度分别为0、10、40 ppb的高温水中,对镍基690合金管开展了长达3000 h的均匀腐蚀实验。采用失重法计算了其在不同阶段的腐蚀失重量和腐蚀产物释放量,获得了腐蚀动力学曲线,并计算了腐蚀速率和腐蚀产物释放速率。采用扫描电镜(SEM)及透射电镜(TEM)等方法分析了氧化膜表面形貌、截面厚度及元素分布。结果表明,10 ppb Zn的注入即可使镍基690合金管的平均腐蚀速率下降约18%,腐蚀产物释放速率下降约14%;增加Zn浓度至40 ppb后,平均腐蚀速率和释放速率进一步得到抑制,均下降约35%。微观分析表明冷却剂中的Zn通过置换和填充作用,在镍基690合金管表面形成低溶解度的Zn(Cr,Fe)_(2)O_(4)尖晶石,提高了氧化膜的稳定性与致密性,阻碍了金属离子向外扩散以及氧离子向内扩散,进而显著降低镍基690合金管的腐蚀速率和腐蚀产物释放速率。

PWR一回路注锌对316L不锈钢及钴基合金腐蚀和腐蚀产物释放的影响规律

在模拟压水堆一回路水化学环境中,对主管道316L不锈钢和Stellite 6钴基合金分别开展了0,10,40μg·L^(-1)三种Zn质量浓度的均匀腐蚀试验.试验结束后,采用失重法计算两种材料的腐蚀速率和腐蚀产物释放速率,采用扫描电子显微镜(SEM)、透射电镜能谱仪(TEM-EDS)以及高分辨和傅里叶转变分析氧化膜表面形貌、截面形貌、厚度、元素分布以及双层氧化膜相结构.结果表明,对于316L不锈钢,1000 h内10μg·L^(-1) Zn的注入对腐蚀速率和释放速率影响不显著,增加Zn质量浓度至40μg·L^(-1)后,316L不锈钢的腐蚀速率、腐蚀产物释放速率和氧化膜厚度显著降低,其中氧化膜厚度由250 nm降低至95 nm.对于具有双相结构的Stellite 6钴基合金,γ-Co基体和碳化物间存在电偶腐蚀效应,γ-Co基体和相界腐蚀更显著.进一步延长腐蚀时间至3000 h,发现10μg·L^(-1) Zn注入可以显著降低其腐蚀速率和腐蚀产物释放速率,当Zn质量浓度增加至40μg·L^(-1)时,钴基合金的腐蚀速率、腐蚀产物释放速和氧化膜厚度进一步降低.微观分析表明,注锌对两种合金腐蚀抑制机理相似,注入的Zn离子会在金属表面形成含Zn的尖晶石结构,显著提高外层氧化膜的致密性,阻碍金属离子向外扩散及氧离子向内扩散,促进内层氧化膜/基体界面处保护性Cr_(2)O_(3)的形成,进而显著降低316L不锈钢和Stellite 6钴基合金的腐蚀速率、腐蚀产物释放速率和氧化膜厚度.

SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析

为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。

核安全3级高密度聚乙烯管道热熔对接工艺实践

高密度聚乙烯(HDPE)管道因具有良好的耐海水腐蚀能力,在压水堆核电厂服务水系统和部分设备冷却水系统核安全3级管道中逐渐得到了应用。为了有效提升HDPE管道热熔对接工艺的质量,根据ASME BPVC规范,对核安全3级HDPE管道的材质性能、热熔对接工艺评定、热熔对接工艺实践等进行了分析。通过合理控制热熔对接压力、端面吸热压力、端面加压加热时间、最小吸热时间等参数,可以显著提升HDPE管道热熔对接工艺的质量。

非能动核电厂SBO事故风险重要序列耦合定量化

风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行耦合定量化,通过筛选重要序列,确定重要不确定性参数、重要系统,热工模拟事故场景,计算条件失效概率和最终耦合分析得到更具现实意义的堆芯损伤频率(CDF)。在解除了重要系统的成功准则(自动卸压系统的阀门有效数),并且综合考虑了随机参数不确定性(外电恢复时间)和认知参数的不确定性(堆芯补水箱阀门阻力)之后,SBO事故风险重要序列的CDF存在一定程度的下降,这说明原始PSA分析存在一定的保守性,并且由精细的计算分析结论对处理SBO事故得出建设性意见。文章所述计算分析不仅有效地实践了一种新的耦合定量化安全分析方法,重新量化了SBO事故的风险重要序列,而且对优化SBO事故运行规程有一定的指导意义。

一种疏水孔板压降特性试验及数值模拟研究

PY41型柱塞式孔板应用于非核级PORV排放管线,对其水力性能开展了冷态条件下的数值模拟计算,并开展了冷态和热态试验。在冷态工况下,数值模拟计算数据与试验数据相互吻合,表明k-εRNG湍流模型和Zwart-Gerber-Belamri空化模型可以准确预测柱塞式孔板的冷态性能。热态试验表明:PY41柱塞式孔板冷态和热态工况下的压降性能参数存在对应关系,当其性能参数达到冷态设计要求时,也会满足热态设计要求。

水中溶解氧对低锡中铌锆合金氧化膜显微组织和电化学性能的影响

在含溶解氧(质量浓度分别为300,1 000μg·L^(-1))环境中对Zr-0.4Sn-0.7Nb-0.3Fe-0.1Cr-0.15Mo-0.12O新型低锡中铌锆合金进行了长达300 d的堆外高压釜腐蚀试验,研究了腐蚀过程中合金表面氧化膜微观结构的变化,并结合离位电化学检测表征了腐蚀后合金的电化学性能,分析了溶解氧对电化学性能的影响。结果表明:在含溶解氧环境中腐蚀时,合金表面氧化膜的厚度随时间呈线性增加,氧化膜内裂纹增多,氧化膜/基体界面起伏加剧;当溶解氧含量较高时,合金的腐蚀质量增加较大,表面氧化膜内裂纹较多。在含溶解氧环境中腐蚀130 d时,合金的自腐蚀电位和极化电阻最小,自腐蚀电流密度最大,其耐腐蚀性不仅与表面氧化膜厚度有关,还受氧化膜内缺陷影响;腐蚀300 d时,合金的阻抗谱呈多容抗弧特征,较高溶解氧含量下的容抗弧数量较多。

水铝英石对Cs的吸附及固化性能研究

^(137)Cs在乏燃料中具有高产额、强放射性、高释热等特点,为将^(137)Cs进行稳定固化保证其长期处置安全,本文研究了水铝英石对Cs的吸附性能、固封性能和固封机制。通过调控溶液的初始浓度和pH值,研究了水铝英石对Cs的吸附性能。结果显示,在pH=5条件下,Cs的吸附率为90%,饱和吸附容量达11.1 mg/g。Cs在水铝英石上的吸附为单层吸附与多层吸附的共同作用。通过冷压-烧结工艺制备了铯榴石陶瓷固化体,研究了烧结温度和固化配方对烧结产物性能的影响。实验表明,烧结温度为1200℃时,可生成铯榴石晶相,减容率超过55%,Cs固定率接近100%,说明水铝英石能稳定固封Cs。固化体的晶相结构与Cs的含量有关,当Cs质量含量为1%时,K原子在高温下能与Cs发生类质同象,形成Cs_(x)K_(1-x)AlSi_(2)O_(6)混晶结构,达到10%时主要为铯榴石晶相。密度泛函(DFT)计算揭示,Cs以离子键和共价键形式与铯榴石晶体中的其他原子结合。