核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。

陶瓷型复合燃料烧结过程的相场模拟研究

建立了陶瓷型复合燃料两相烧结过程的相场模型,利用该模型模拟了UN-U_(3)Si_(2)复合燃料的烧结过程.首先,研究了两相双晶粒在烧结过程中的烧结颈的演化过程.结果表明:具有较高表面能的晶粒在烧结颈形成过程中的表面形变更明显;两相双晶粒形成的平衡二面角的大小取决于两相的晶界能与表面能的比值;两相不等大的双晶粒之间未发生大晶粒吞噬小晶粒现象.然后,研究了烧结过程中的两相三晶粒之间的气孔收缩和三叉晶界的演化,以揭示符合燃料烧结过程中气孔的演变规律.结果发现,两相三晶粒形成的三叉晶界夹角偏离了120°,晶界处的高能势垒阻碍了气孔的空位沿晶界的扩散,导致三叉晶界处的气孔收缩速率减慢.最后,研究了两相陶瓷型复合燃料的多晶烧结过程.不同体积分数比的两相多晶烧结组织形貌演化的模拟结果表明,晶界扩散在两相烧结过程中起主要作用,体积分数较大的相的晶粒生长占据主导地位,两相晶粒之间存在阻碍晶界迁移的作用,同相晶粒之间存在晶粒迁移现象.

Zr-2.5Sn合金高温腐蚀过程的相场模拟

本工作利用腐蚀电化学计算腐蚀界面能,构建了锆合金腐蚀过程的相场模型.首先,利用所建立的模型模拟了Zr-2.5Sn合金均匀腐蚀过程,模拟结果显示该合金的腐蚀动力学曲线符合立方规律,与实验结果一致.分析发现,在氧化层生成的初期,氧化层生长速率很高,但是受温度的影响不明显;随着氧化层厚度的增长,温度对氧化层生长曲线的影响变大,温度越高腐蚀速率越快.多晶Zr-2.5Sn合金腐蚀行为的模拟结果表明,在锆合金基体晶界处由于具有更大的氧扩散速率,氧化速率加快,并在金属-氧化层界面朝向金属基体一侧形成了沿晶界的具有更高浓度的O^(2–)带,且对氧化腐蚀速率的影响主要表现在氧化初期,相场模拟获得的腐蚀动力学曲线与实验结果符合非常好.

基于数据驱动的蒸汽发生器出口压力数据预测方法研究

出口蒸汽压力是蒸汽发生器运行的重要参数,其在运行期间受系统参数变化的影响不断波动。针对这一时间序列的数据结构,本文采用灰色模型(grey model,GM)中的GM(1,1)模型和支持向量回归(support vector regression,SVR)两种数据驱动算法对某核电站蒸汽发生器的出口蒸汽压力运行数据进行了预测研究。结果表明,相比于线性的GM(1,1)模型,非线性的SVR模型可以较好地拟合历史数据中的变化趋势,适合在具有高度非线性的核电站蒸汽发生器出口蒸汽压力数据预测中应用。

基于透平进口调节的负荷调节特性研究

布雷顿循环作为一种新型能量转换系统,拥有高效、安全、灵活等优势。为掌握基于透平进口调节的闭式空气布雷顿负荷调节特性,本文基于系统仿真软件APROS,针对闭式空气布雷顿回热循环搭建一套系统动态仿真模型。通过调节透平进口调节阀开度,改变透平进口压力和流量,以实现系统变负荷调节的目的。分析比对了负荷指令从100%额定功率分别降至75%额定功率、50%额定功率和25%额定功率三种工况下透平进口调节阀的负荷控制特性。仿真结果表明,透平进口调节阀可快速满足负荷调节的需求,目标负荷水平越低,节流带来的损失越大,相应的系统循环效率降低得越明显。以上发现可为后续布雷顿系统运行设计提供参考。

窄矩形通道两相流动沸腾压降特性实验研究

实验研究了横向均匀和非均匀(多项式和正弦分布)加热条件下垂直矩形通道(2 mm×60 mm×1000 mm)的沸腾压降特性,实验段为双面加热,有效加热面尺寸为56 mm×700 mm。工作流体为去离子水,通过改变入口压力和流量边界开展不同参数工况下的实验研究。结果表明,两相压降梯度随饱和压力的增加而减小,随质量流速的增加而增大,含气率对两相压降的影响与质量流速有关,横向功率分布形式对流动沸腾压降也有重要影响。基于均匀加热实验数据对现有的两相压降预测模型进行了评价,发现使用等效黏度假设的均相模型极大低估了实验值,且预测结果的分散度较大;分相模型中Müller-Steinhagen和Heck、Li和Wu关系式预测效果最好,平均绝对误差分别为11.8%和12.3%,且大多数预测值在±20%误差带内。本文基于Müller-Steinhagen和Heck关系式形式引入邦德数Bo考虑表面张力的影响,拟合得到新的预测关系式,该关系式对实验数据的预测误差在±8%的误差范围内。

随机填充球床通道内氦气流动特性实验研究

在聚变堆氦冷固态包层氚增殖区,球床通道内氦气流动压降特性对泵功率的设计具有重要意义。以氦冷固态包层氚增殖区为背景,研究了氦气流速、球床颗粒直径及球床通道长度对球床通道内氦气流动压降特性的影响。实验段采用20 mm×20 mm×500 mm的矩形通道,实验中氦气流速为0.1~0.6m/s,球床颗粒直径为0.5、0.8、1.0、1.5、2.0mm。实验结果表明,压降与氦气流速以及球床通道长度呈正相关,与球床颗粒直径呈负相关。对比Ergun关系式发现,在球床颗粒直径较小时,Ergun关系式预测值低于实验值,这主要是由于氦气可压缩性的影响。通过动量方程,理论推导出经可压缩性修正的Ergun关系式,结果发现修正后的Ergun关系式预测值与实验值符合良好。本研究为氦冷固态包层氚增殖区设计提供了数据支撑,为球床通道内流动特性的数值模拟提供了验证手段。

铅铋堆堆芯燃料组件棒束弯曲工况下流动换热特性研究

核反应堆在运行过程中燃料组件可能出现弯曲和变形现象,直接影响到核反应堆的安全性和可靠性。为探究铅铋堆堆芯燃料组件棒束在弯曲状态下的冷却剂流动换热特性,本文基于CFD方法,对卡尔斯鲁厄理工学院(KIT)开展的铅铋堆19棒燃料组件实验进行了数值模拟研究,获得了光棒弯曲和带绕丝棒弯曲两种条件下的组件内热工水力参数分布特性。结果表明,在光棒情况下单棒弯曲会使局部冷却剂通道变窄,造成局部的高温区域。在有绕丝情况下,由于绕丝的搅混作用,使得棒束弯曲造成局部高温现象相对较弱,高温区域主要集中在棒束与绕丝接触的狭小区域内。本文揭示了铅铋堆燃料组件燃料棒弯曲条件对堆芯安全的影响规律,为铅铋堆热工安全设计提供了重要参考。

CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。

弯曲变形工况下板状燃料堆芯三维热工水力特性分析

板状燃料因其功率密度高、燃耗较深的特点,在诸多测试堆与实验堆中得到广泛应用。受堆内辐照、流致振动等常见预期瞬态影响,其狭长的冷却剂流道极易受压而发生弯曲变形,进一步影响堆芯换热并对反应堆安全造成威胁。本文依托OpenFOAM平台开发了板状燃料堆芯三维通道级热工水力分析程序CorTAF-PT,在数组矩形窄缝通道流动换热实验对比验证的基础上,针对IAEA 10 MW材料测试堆开展了弯曲变形工况下三维数值模拟,获得了全堆芯关键热工水力参数的多尺度分布特性,并对堆芯出口处热点偏移现象进行了分析。本研究对自主可控堆芯级高精度三维热工水力分析技术开发具有参考价值,同时也可为后续板状燃料堆芯事故安全分析的开展提供了基础。

基于CFD方法的核动力系统热工安全特性研究进展

西安交通大学核反应堆热工水力团队(XJTU-NuTheL)长期致力于计算流体动力学(CFD)方法的核动力系统高精度热工水力模型开发及应用方面的研究。近些年,团队在单相CFD工程应用、两相CFD模型开发、大涡模拟(LES)及直接数值模拟(DNS)高性能并行计算、跨尺度多物理场耦合等方面取得了系列研究成果。主要包括:构建了核反应堆压力容器、蒸汽发生器、非能动余热排出系统换热器等核动力系统关键设备的三维多孔介质热工水力计算模型,建立了复杂物理现象及运动瞬变工况下的两相CFD数学物理模型,开发了CFD程序与核反应堆系统程序、堆芯子通道程序之间的跨尺度耦合以及与中子物理、力学程序之间的多物理场耦合分析平台。本文将重点阐述XJTU-NuTheL基于CFD方法在核反应堆热工水力研究方面的最新成果及进展,并提出CFD方法在核反应堆工程领域应用的主要挑战及发展方向,旨在促进CFD方法更好地服务于核动力系统设计与运行安全分析。

基于RELAP5 MOD3.2的钠冷快堆热工水力系统分析程序开发及验证

对大型核反应堆热工水力分析程序RELAP5 MOD3.2进行了改造,使之适用于钠冷快堆系统安全分析。在不影响原程序功能的基础上添加了气液两相钠物性和液态金属对流换热模型,并改造了相应的初始化模块和计算模块。改造后的程序可正确模拟钠的流体力学特性和热物性,搭建钠冷快堆热工水力流体网络进行分析计算。对EBR-Ⅱ试验堆基准题进行了稳态模拟和失流事故分析,其中稳态计算主要参数与实验值相对偏差小于1%,瞬态计算相对偏差小于10%,各参数变化趋势与实验值相符良好,初步验证了改造程序的可靠性。

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。

PSO-LSSVM的核电站破口故障程度评估方法

为了保证从核电站大量数据中有效地挖掘信息以及故障下运行状态的智能表征,本文提出一种基于粒子群优化和最小二乘支持向量机的系统级故障程度评估方法,用于完善故障诊断系统的功能。针对最小二乘支持向量机算法的超参数选取对于回归精度影响较大问题,应用基于粒子群优化算法借助智能搜索策略来优化模型的超参数。基于最优超参数的回归模型能够提取系统级参数间的约束关系,以进行实时故障程度的评估。性能测试表明:采用提出的方法能够有效评估核电站系统级故障的程度,相较于粒子群优化-支持向量机以及最小二乘支持向量机算法具有更高的回归精度,且抗噪性能良好,保证了故障诊断系统的精度及可靠性。

钨/铜界面处氢原子与空位相互作用的第一性原理计算

钨/铜界面是聚变堆偏滤器的重要连接界面,在高热流密度和强中子辐照下会成为氢同位素渗透滞留的高速通道和捕获陷阱。本文利用第一性原理方法研究了钨/铜界面处氢原子与点缺陷的相互作用,考察了氢原子的滞留行为和空位在界面处的形成行为,分析了氢原子的优先占据位置及氢原子与空位的作用机理。结果表明:在钨/铜界面中,氢原子稳定存在于钨/铜界面中间及铜晶格中;对于空位,界面附近的铜空位不稳定,会自发移动到钨/铜界面的顶端表面,而钨空位相对稳定存在;相比于铜空位,钨空位吸引氢原子的能力更强。氢原子的存在会抑制铜空位的迁移现象,从而可能形成氢泡。

辐照条件下空洞超点阵形成过程的相场模拟

钨(W)具有高熔点、高热导率和优异的抗辐照能力等优点,是未来聚变堆面向等离子体部件的重要候选材料。然而中子辐照后的纯W中会产生空洞超点阵,严重影响其服役性能。本文改进了辐照条件下纯W中空洞超点阵形成过程的相场模型,采用更合理的体系总自由能函数表达形式,且考虑了空间与时间上随机分布的辐照点缺陷的产生。模拟结果表明:辐照过程中,间隙原子的定向扩散及其与空位的相互作用是空洞超点阵形成的主要原因;间隙原子沿不同方向的定向扩散形成了不同类型的空洞点阵;点阵中空洞的排列会随模拟时间的延长变得有序,空洞尺寸也会变得基本一致,而空洞形状并非标准的圆形,模拟结果与实验结果基本一致。

基于OpenFOAM的过冷流动沸腾数值模拟

过冷流动沸腾现象被广泛应用于工业生产和动力系统中,对该现象的准确预测是两相流CFD模拟的重要研究方向。本文详细阐述了该模拟过程中的欧拉两流体模型及相关辅助模型,基于开源CFD平台OpenFOAM,模拟了4.5MPa下竖直圆管内的过冷流动沸腾,得到了截面空泡份额、液相平均温度及壁面温度沿轴向的分布。计算结果与实验值符合良好,说明了模型的有效性和程序的正确性。本文可为在OpenFOAM中添加新的模型及开发新的求解器以模拟过冷流动沸腾问题提供参考。

氟盐冷却高温堆氚输运特性数值研究

氚的控制是限制氟盐冷却高温堆(FHR)发展的关键问题,欲实现氚的有效控制,首先需明确氚在熔盐堆一回路中的输运行为。本文阐明了氚在熔盐堆一回路中的输运特性,包括氚的产生及存在形态的分化、石墨对氚的吸附、氚在熔盐中的溶解与扩散以及氚在管壁材料中的渗透等。针对氚在熔盐堆一回路中的输运行为,建立了数学物理模型,基于FORTRAN语言开发了适用于FHR的氚输运特性分析程序TAPAS。通过将实验数据与程序计算结果对比,说明了TAPAS程序计算的合理性和准确性。利用TAPAS对模块化移动式氟盐冷却高温堆(TFHR)中氚的输运特性进行了分析。计算表明,TFHR的初始产氚率约为5.54×10^(-8) mol/s,一回路中的氚主要以T2形式存在,腐蚀反应主要发生在热管段入口处。反应堆运行25EFPD(等效满功率天)后,石墨吸附氚达到限值。反应堆稳态运行时,T2向管壁表面的渗透速率可视为常数,其值为8.35μmol/EFPD。本研究可为FHR的研究设计和辐射防护提供参考。

核热推进系统氢气物性及流动换热模型分析

为开展关于核热推进反应堆堆芯的稳态热工水力计算,基于现有针对压水堆的系统分析程序,添加了氢气的物性模型及流动换热和摩擦阻力关系式,并采用公开文献中的数据进行验证。结果表明采用上述模型计算得到的结果与参考值符合较好,二次开发的程序适用于氢气的流动换热计算。针对一种折流式核热推进反应堆堆芯,使用该系统程序建模并计算,得到了堆芯的流量、焓升等分布情况。研究结果表明,对于折流式核热推进反应堆,内外堆芯燃料元件之间的导热会增强堆芯释热不均,对堆芯的稳态热工水力特性有较大影响,堆芯物理方案的设计应结合热工水力方面的计算。本研究可为核热推进系统内氢气流动换热计算提供借鉴。