流化床-化学气相沉积技术在先进核燃料制备中的应用进展

流化床-化学气相沉积(FB-CVD)技术是化工流化床技术和材料化学气相沉积制备技术的交叉耦合,兼有流化床处理量大、传热快、温度均匀以及化学气相沉积温度调节范围广、产物丰富多样等优点,其在先进核燃料制备中有着重要的应用,但随着先进核燃料"质"和"量"的不断发展要求,现有的FB-CVD技术有许多方面亟待完善。本文回顾了作者课题组利用流化床-化学气相沉积在高温气冷堆TRISO核燃料颗粒、先进核燃料包覆颗粒、核燃料示踪颗粒、基体SiC纳米颗粒、SiC@Al_2O_3复合纳米颗粒等方面的研究进展,阐述了基本方法、实验过程和典型研究结果,并分析了流化床-化学气相沉积过程中遇到的实际问题。指出了FB-CVD技术未来发展方向,主要涉及反应器规模化放大和连续性生产、孔口沉积消除及温区控制、粉体制备中的纳米颗粒连续收集、新型反应器及工艺设计等方面,具体包括高密度颗粒稳定流化放大准则、床层局部温区控制以及分区流化床结构设计等。

流化床-化学气相沉积技术的应用及研究进展

流化床-化学气相沉积(FB-CVD)技术是一种多学科交叉的材料制备技术,兼有流化床传热传质性能良好以及化学气相沉积均匀、产物单一等优点,在工业生产中有着广泛的应用,但因其属于交叉学科,散见于各种研究,没有进行专门的进展评述。本文拟对FB-CVD的工业应用进行专题综述,分析其发展和研究趋势。首先探讨了FB-CVD的基本原理,分别综述了其在颗粒包覆、一维纳米材料、多晶硅制备、颗粒表面改性及粉体制备等方面的应用,介绍了FB-CVD的过程模拟及反应器结构优化方面的研究进展。通过以上讨论,梳理了FB-CVD研究的科学内涵。可以看出,该过程具有明显的多尺度特征,即材料制备的微观层次、颗粒流化均匀性的介观层次以及反应器结构设计的宏观尺度。总结得出:FB-CVD技术的未来发展取决于3个尺度的耦合分析,其研究重点也应关注尺度间的相互影响效应,如材料制备的均相成核、非均相成核和颗粒流化及运动规律的相互耦合等。

三维球床几何稀疏条数长特征线加速方法

特征线法具有非常强的几何适应性,可用于三维球床高温气冷堆全堆芯求解,但存在迭代次数多、计算速度慢的缺点。本文将长特征线加速方法应用于三维球床高温气冷堆以解决非规则几何数值加速的问题,基于三维模型特征线布置较二维模型稠密的分析,提出了稀疏条数长特征线加速方法,极大地减少了加速方程的计算量,在不降低角度离散精度的前提下,获得了非常好的加速效果。通过基准题对加速参数的选取方式进行了研究,条数稀疏度取3~5、长特征线长度取2.0 cm左右、加速迭代步取20~60步可获得良好的加速效果。小型轻水堆三维基准题和球床堆芯简化模型的计算结果表明,采用稀疏条数长特征线加速可获得7倍左右的时间加速比,此时对应的迭代步加速比为20倍左右。

基于制备型气相色谱的氙氡分离技术研究

放射性氙同位素探测对监视全面禁止核试验条约(CTBT)的履行具有重要意义;同时在核设施安全运行、环境辐射监测及核事故应急监测中意义重大。氡的子体,包括214 Bi和214 Pb会严重干扰放射性氙同位素的活度测量,在氙测量前必须将氡去除,为此开展了制备型气相色谱分离氙氡技术研究。本文研究建立了一套制备型气相色谱系统实验平台,采用氙标准样品,考察了实验平台的氙制备性能;自制了氙氡混合源,测试了氡去污因子。结果表明:建立的实验平台和基于该平台的氙氡分离与氙制备的实验方法实用高效:对氙的制备量不小于11.5mL(@STP);制备样品中氙的体积比浓度和氙回收效率分别不小于80%和95%;氡去污因子大于105,满足CTBT大气放射性氙监测技术要求。

污泥减量化污水处理技术进展

剩余污泥的处理已成为污水生物处理技术普及和运行的制约因素。解决剩余污泥处理与处置的首要原则就是污泥减量化,它包含两方面的含义:减少污泥产生量(污泥减质)和减少污泥容积(污泥减容)。传统的污泥处理主要是采用浓缩、脱水和干燥等方法降低污泥的含水率,进而减少污泥容积,以便于后续的污泥运输和处置。这种方法不仅处理费用昂贵,增加了污水处理厂的建设和运行成本,而且无法从根本上减少污泥的干物质量。近年来,越来越多的研究开始着眼于从源头上减少剩余污泥产生量(污泥减质),成为污泥减量化污水处理技术的重要发展方向。文章对污泥减量化原理与工艺以及原位污泥减量污水处理技术进行了综述。

基于核能制氢的氢电联产系统能量梯级利用研究

氢气是一种清洁、安全的能源,有助于解决未来许多重要的能源挑战。利用核能制氢可实现无碳排放的大规模工业制氢。本文提出一种基于热化学分解碘硫循环制氢工艺的高温气冷堆氢电联产方案。氢电联产方案能充分利用高温堆的高品位能源,其中高品位的热用于碘硫循环制氢,低品位热用于发电,实现氢气和电同时输出。本文建立了全面的[火用]分析模型,并对氢电联产系统的关键部件进行[火用]分析,得出系统中的[火用]损失分布及薄弱环节。同时探讨了氢电比对系统性能的影响,得到了不同氢电比下系统[火用]损失的变化规律。本文研究结果为进一步的氢电联产系统优化奠定了基础。

核热推进系统热工过程及堆芯关键技术分析

核热推进是利用核反应堆产生的裂变能将氢气加热到高温高压状态,然后从喷管高速喷出产生巨大推力的新型推进方式,具有大推力、高比冲等特点,被认为是未来最有希望实现载人深空探测的技术之一。历史上有固体堆芯、液体堆芯以及气体堆芯等主要设计,其中固体堆芯技术最为成熟。总体来说,核热推进系统中反应堆尺寸较小、堆芯功率密度大、温度较高,因此需要有良好的热工水力设计来保证堆内的热量安全导出。本文通过对美国的NERVA、PBR和MITEE、CERMET堆芯以及苏联的RD-0410核热火箭发动机系统进行简单介绍,归纳总结了主要热工过程,并对这些过程中所涉及到的堆芯关键技术问题进行了分析,为今后我国空间核热推进系统的研究和设计提供一定的借鉴。

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。

模块式高温气冷堆核能系统二回路流体网络控制特性分析

针对模块式高温气冷堆(MHTGR)核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。

Ni80A高温合金等温压缩过程中低能孪晶界密度在时空域的分布及演化

调控合金热变形中低能晶界(Σ3^(n)孪晶界)密度是提高合金晶界相关性能的重要手段。为揭示在电热成形过程中孪晶界密度的分布、演化及其与晶粒尺寸和储能相关的内在机制,建立电-热-力多场、宏微观多尺度耦合有限元模型。一系列Ni80A高温合金在等温压缩过程中的模拟结果表明:在加热和保温阶段,孪晶界密度基本不变;在压缩阶段,孪晶界密度先快速增加而后倾向于降低。等温压缩样中孪晶界密度的分布在高温和中等应变速率下更加均匀。与细晶粒尺寸、高储能及高动态再结晶程度相对应的热变形参数区间有助于提高孪晶界密度。

结合机器学习算法提高从头算方法对HF/HBr/H^(35)Cl/Na^(35)Cl振动能谱的预测性能

高精度振动能谱蕴含着分子体系的大量量子特征,是人们认识和操控分子的重要基础数据.目前,从头算方法在计算分子的振动能谱方面取得了大量成果,但是仍然面临着精度和计算量上的挑战.本文提出了一种综合从头算方法与机器学习算法进行能谱预测的新方法,在提高振动能级精度的同时大幅降低了计算量.针对HF、HBr、H^(35)Cl和Na^(35)Cl等卤素分子的研究结果表明,相较于单独的CCSD(T)/cc-pV5Z计算方法,新方法将误差减少了50%以上,同时将计算量降低了一个数量级.

基于冷里德堡原子电磁感应透明的微波电场测量

在磁光阱中利用冷原子温度低,多普勒展宽小的优势获得了窄线宽的里德堡电磁感应透明(EIT)谱峰,结合Autler-Townes分裂效应(EIT-AT分裂)分别测量了多个频率的微波电场强度.结果显示,EIT-AT分裂间距与微波电场强度呈很好的线性关系,EIT-AT分裂方法可测量的微波电场强度线性区的下限可达222μV/cm,这个下限比传统热原子蒸汽池中EIT-AT分裂线性区的下限5 mV/cm提高了大约22倍,这对极弱微波电场的绝对校准非常有帮助.我们进一步利用EIT共振处探测光透过率的变化测量微波电场强度,对应的最小测量值可以小于1μV/cm,相应的灵敏度可达到1μV·cm-1.Hz-1/2.这些结果展示了冷原子样品在微波电场测量及其绝对校准方面的优势.

基于巴西圆盘试验的国产石墨拉伸强度及特性研究

拉伸强度是石墨构件设计和结构完整性评价的一个重要参数,为研究国产石墨的拉伸强度及试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响,本文选用3种典型国产石墨,即粗颗粒、细颗粒和超细颗粒石墨,对每种石墨的4种不同尺寸规格的试样在拉伸试样机上开展巴西圆盘试验,采用高速相机捕捉劈裂破坏过程,使用扫描电镜观测断口形貌。对比分析了裂纹的扩展过程及破坏形式,测得了拉伸强度并分析了其分布特点,研究了试样尺寸、石墨颗粒粒径、微观组织等对拉伸强度的影响。结果表明:石墨劈裂试验过程满足巴西圆盘试验有效性的要求,试样尺寸越大,石墨颗粒粒径越大,越易产生二次裂纹和局部压缩破坏;通常石墨拉伸强度随试样尺寸的增大而增大,但试样尺寸较小时要综合考虑试样尺寸和颗粒粒径的影响,且材料密度越小尺寸效应越明显;石墨拉伸强度随颗粒粒径的增大呈下降趋势,表现出显著的颗粒粒径效应;石墨拉伸强度具有较大的分散性,其与石墨颗粒粒径表现出明显的相关性,细颗粒石墨拉伸强度的均匀性较粗颗粒石墨好得多,同时超细颗粒石墨明显优于细颗粒石墨;石墨的微观组织对拉伸强度有显著影响,粗颗粒石墨有较多较大的原生孔隙等缺陷,其拉伸强度最小,细颗粒石墨次之,超细颗粒石墨最大。

核反应堆中气溶胶颗粒再悬浮行为研究进展

在核反应堆中,微细的粉尘颗粒通常是放射性物质的重要载体,严重事故下沉积在壁面上的颗粒在瞬态气流作用下发生的再悬浮行为是反应堆放射性源项分析的重要内容。发生再悬浮的颗粒通常呈现单层或多层的颗粒沉积结构,从物理过程来说,单层颗粒的再悬浮过程取决于气流对颗粒的气动力以及壁面对颗粒的黏附力,而多层颗粒再悬浮过程还与沉积颗粒层的结构、颗粒与颗粒之间的内聚力等密切相关,此外,在核反应堆中,冷凝液滴带来的毛细力以及高温烧结导致的烧结力等作用使得颗粒的再悬浮过程更加复杂。本文首先介绍了颗粒再悬浮的几种运动模式以及影响因素,再从颗粒受力分析的角度介绍了再悬浮过程中主要的作用力和作用特点,然后介绍了目前研究颗粒再悬浮的方法以及发展出来的各种计算模型,最后总结了目前压水堆、高温气冷堆以及聚变堆中颗粒再悬浮研究的进展。

NO+离子系统热力学性质的理论研究

基于课题组前期获得的研究双原子分子某电子态完全势能函数改进后的Hulburt-Hirschfelder(improved Hulburt-Hirschfelder,IHH)势能模型,结合实验测量得到的光谱常数和Rydberg-Klein-Rees(RKR)光谱数据,对NO+离子基态包含离解区在内的全程势能曲线进行研究.利用获得的完全势能曲线数值求解一维薛定谔方程,得到了体系包含高激发态在内的振转能级,并以此为基础计算获得体系总的内部配分函数,最后借助量子统计系综理论计算NO+离子系统在100-6000 K温度内的摩尔热容、摩尔熵、摩尔焓和约化摩尔吉布斯自由能.对NO+离子系统的研究结果表明,IHH势模型同样也适用于离子系统,计算的势能曲线与实验数据吻合良好,其精度优于HH势和MRCI/aug-cc-pV6Z势,且预测的热力学性质较HH势模型更接近实验值.本文提出的研究方法为通过双原子离子微观信息获取系统宏观热力学性质提供了一条新的有效途径.

基于冷里德堡原子电磁感应透明和Autler-Townes分裂的原子矢量微波电场计

利用冷原子温度低、里德堡电磁感应透明(EIT)谱峰窄、原子量子态明确的优势,在冷铷原子样品中基于里德堡EIT和Autler-Townes(AT)分裂效应直接通过光谱频率间隔测量了微波电场的极化。结果表明,里德堡EIT-AT分裂间隔随微波电场极化方向的改变呈现单调变化,并与微波电场极化在探测光偏振方向上的投影成正比,实现了微波电场极化分辨率3.2°。相比于传统的热原子蒸汽池中利用EIT共振处探测光透过率变化的方法而言,基于冷原子的EIT-AT分裂间距测量微波极化的方法具有更为直接、准确和分析简单等优点。该工作对微波极化的绝对测量和电场强度的校准都具有重要的意义。

辐照石墨球中氚扩散系数测量方法研究

研究氚在石墨中的扩散行为,对于理解和掌握核能系统中氚的输运过程有着重要意义。目前氚在石墨中扩散系数的测量实验较少,所得数据相差很大。本文利用10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)辐照石墨球,提出两种测量一定温度范围内氚在石墨中扩散系数的方法:一种是基于氚从石墨中的累积释放份额,另一种是基于氚从石墨中的释放率。在此基础上,设计了相应的实验系统,比较了两种测量方法的特点,基于累积释放份额的实验方法,适合对含有多种易于释放核素的介质材料进行测量,其近似公式的绝对误差在4×10^(-4)以内。此外,结合HTR-10上氚源项研究结果探讨了氚在辐照石墨球中扩散行为的影响因素,为未来HTR-10辐照石墨球中测定氚的扩散系数和掌握氚在石墨材料中的输运机制提供了重要研究基础。

反应堆中近壁面棒状颗粒气动曳力研究

先进反应堆放射性气溶胶运动行为对反应堆安全分析具有重要意义。本文为探究近壁面区域流体对颗粒的气动曳力特性,使用数值模拟方法对近壁面区非球形棒状颗粒气动曳力的增强程度和影响因素进行了研究。研究结果表明:近壁面气动曳力增强由剪切流不均匀的速度分布和偏移的压力分布产生。随着颗粒靠近壁面和颗粒来流角的增加,气动曳力增强效应更加明显。针对非球形棒状颗粒本身的形貌特征和近壁面剪切流产生的曳力增强,使用最小二乘法拟合得到了不同颗粒近壁面气动曳力增强系数的表达式,可为先进反应堆中近壁面区域颗粒运动特性的研究提供基础。

高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析

非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。

基于ASMEⅢ-5中800H合金材料数据的高温部件非弹性分析评价方法

ASME规范第Ⅲ卷第5册(简称ASMEⅢ-5)为高温部件设计提供了具体可实行的弹性分析方法,但并未指定开展非弹性分析所需要的详细全面的材料非弹性本构模型,因而使得设计者无法直接依据现有规范执行高温部件的非弹性分析评价。高温气冷堆蒸发器高温部件主要采用800H合金。依据ASMEⅢ-5提供的800H合金等时应力应变曲线重构非弹性本构模型,完成弹塑性和蠕变本构模型的验证,再借助Abaqus子程序的数值编程工具开发计算程序,并结合蠕变断裂和疲劳性能数据,实现了基于非弹性分析的高温部件应变限值评价和蠕变-疲劳损伤评价,最后通过算例将非弹性分析方法与弹性分析方法评价结果进行对比,进一步展示非弹性分析方法的运用场景与优势。