中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析

铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。

力反馈数据手套在核能虚拟仿真中的应用研究

力反馈数据手套允许用户用手直接操作虚拟物体,模拟高危险辐射环境下人员作业过程,为提高核设施维修人员的培训效果提供了一种新的解决方案。针对国内核设施维修操作培训中虚拟仿真技术的应用现状,结合液态铅冷却反应堆散裂靶更换仿真需求,基于力反馈数据手套研究并实现了虚拟手建模与控制,以及基于虚拟手交互过程中的碰撞检测方法。以力反馈数据手套控制虚拟反应堆厂房内部漫游和散裂靶更换交互操作仿真为例,结果表明了虚拟手模型和碰撞检测算法的有效性和实用性。

基于计数辅助树的蒙特卡罗粒子输运计算大规模计数方法

传统的蒙特卡罗粒子输运计算程序在粒子每一步模拟结束后,通过遍历所有计数器来判断当前粒子所在栅元是否需要进行计数,该过程耗时随计数器数量的增加近似线性增长,当计数器数量较大时,计数耗时远高于输运耗时。本文发展了一种基于计数辅助树的大规模计数加速方法,建立了与几何栅元一一对应的树形结构,并在节点中存储了相应栅元的计数信息,通过当前粒子所在栅元的几何信息从树中快速读出对应的计数器。为了验证该方法的有效性,基于Hoogenboom全堆基准例题测量了不同计数器数量下的计算耗时。测试结果显示本文方法能有效地提高大规模计数问题的计算效率。

CAD模型与Geant4几何模型双向自动转换方法研究

为实现Geant4几何模型与CAD模型的双向转换,以实现模型的快速建立、修改与高效迭代设计的迫切需求,本项目研究并实现了一种支持复杂CAD模型和Geant4几何模型双向自动转换的自动建模方法。本方法经过了大量例题的系统测试,并以Geant4典型测试例题液氩量热器模型为代表进行介绍。测试结果表明本文转换方法的正确性和有效性。

基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法研究

反应堆运行过程中温度不断变化,在模拟中常采用在线多普勒展宽方法生成各种温度下的中子核截面。已有的在线截面生成方法中,SIGMA1方法精度较高,但由于其使用了误差函数及泰勒级数展开方法,截面的生成效率偏低。本文基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核模拟软件系统SuperMC,针对不同能段截面的特点,发展了基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法,在多普勒展宽共振峰较密集的区域使用高斯-厄米特积分方法,在低能区域使用高斯-勒让德积分方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。通过典型核素截面的对比以及临界安全基准例题与多普勒反应性系数基准例题的测试,本文方法与SIGMA1方法相比平均计算效率提高5倍以上,且展宽温度越高,效率提升越明显。证明了该方法能够快速并准确地生成各种温度下的中子核截面,可用于反应堆多物理耦合计算。

半周加热下集热管内液态铅铋传热特性研究

建立液态铅铋合金在太阳能高温集热管内对流传热数值计算模型。采用Fluent软件,通过求解三维N-S方程及能量方程,研究半周加热半周绝热边界条件下集热管内液态铅铋合金的传热性能。研究结果表明:构建湍流普朗特数模型的方法可用于半周加热半周绝热下集热管内液态铅铋传热性能的数值模拟;液态铅铋的质量流量对换热性能的影响较大,热流密度大小对换热性能影响较小,绝热面努塞尔数Nu始终高于加热面;相比传统熔盐介质,液态铅铋传热性能更佳,在提高系统工作温度、降低集热管热量损失方面具有潜力。

基于双向遍历的蒙特卡罗临界计算并行方法

在基于蒙特卡罗粒子输运方法的反应堆模拟中,如裂变堆、聚变裂变混合堆等,达到可接受的统计误差需要大量的计算时间,这已成为蒙特卡罗方法的挑战问题之一,需通过并行计算技术解决。为解决现有方法中通信死锁的问题并保证负载均衡性,设计了基于双向遍历的临界计算并行算法。该方法基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC进行实现,以池式钠冷快堆BN600基准模型进行验证,并与MCNP进行对比。测试结果表明,串行和并行计算结果一致,且SuperMC并行效率高于MCNP。

基于统一计算架构的人体受照剂量实时仿真评估方法

基于统一计算架构(Compute unified device architecture,CUDA),利用GPU的流多处理器和共享显存实现了辐射环境中人体体素级受照剂量的并行计算。通过加速器驱动次临界系统散裂靶质子束窗的维修更换仿真例题的测试,百万量级体素人体受照剂量计算时间降低到10 ms的量级,能够保持与实时维修仿真同步。该方法能够满足维修仿真对维修人员的器官当量剂量和人体有效剂量计算的实时性要求,可应用到维修方案的实时仿真推演,对提高维修方案的设计与验证效率,辅助优化方案和保障人员辐射安全具有重要意义。

核事故下放射性核素多介质耦合弥散模型

建立了高斯烟团模型与欧拉输运扩散模型的耦合模型,以实现放射性核素在大气以及水体中弥散的耦合。通过对大气和水体弥散模型进行对比,验证了各个模块的正确性。基于该模型,对中国铅基研究实验堆发生燃料组件熔化事故释放的^(131)I进行仿真分析,对该核素在大气以及水体中的浓度分布进行评估。模拟结果表明:事故发生2 h后大气污染主要分布在10 km内,水域污染主要分布在10~20 km处;在该模拟条件下,铅基堆发生燃料组件熔化事故后对大气和水体造成的影响均低于国家限值。

基于Hoogenboom基准模型的SuperMC全堆芯计算能力校验

基于国际经典的压水堆全堆芯Hoogenboom基准模型,对超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process)进行了校验。对有效增殖因数keff、功率等反应堆关键参数进行了计算与正确性校验,对并行效率进行了分析。结果显示,SuperMC的计算结果与MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)吻合较好,在使用640核计算时并行效率高达98.7%,初步验证了SuperMC在全堆芯计算中的准确性及高效性。

Y型截止阀在液态铅铋中流阻测量与分析

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)反应堆主选冷却剂材料之一,阀门是高温液态铅铋实验回路的重要组成部件之一,它的流动阻力大小直接影响整个回路装置的结构设计与安全运行。基于液态铅铋流体测量技术实验回路PREKY,开展了Y型截止阀在液态铅铋堆典型工况下的阻力特性测量实验研究,利用压差变送器获得压差实验数据,并与理论计算结果进行对比分析,验证了实验测量方法的可行性和测量结果的合理性。另外,获得了流速1.2–2.0 m·s-1内液态铅铋介质中Y型截止阀流阻理论计算指数x值为2.4,此值可直接应用于未来液态铅铋实验回路流阻计算与分析工作。

液态金属与传统介质下槽式集热管性能对比

对比液态铅铋、液态钠、熔盐及导热油的热物性,从换热和储能性能等方面探讨液态金属作为传热介质在槽式集热管中应用的可行性。基于能量守恒原理建立槽式集热管二维稳态传热模型,通过与文献实验结果对比,验证数值计算模型的准确性。在此基础上,分析不同传热介质下槽式集热管的集热性能及其影响规律。结果表明:液态金属作为传热介质具有较好的换热性能有助于提高集热效率,熔盐作为储能介质更具经济性;不同传热介质下的集热效率变化规律相似,其中阳光辐射指数DNI、出口温度及压强对集热效率影响较大,环境风速的影响相对较小。