基于Kriging代理模型的铅铋反应堆智能优化方法

铅铋反应堆广泛应用的需求要求研究人员在现有堆芯方案的基础上开展大量优化设计工作。针对铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的多维非线性约束优化设计问题,基于Kriging代理模型、正交拉丁超立方抽样和SEUMRE空间搜索技术构建铅铋反应堆智能优化方法,耦合物理蒙卡计算/热工分析程序,开发包含抽样、耦合程序前后处理、反应堆优化分析功能的优化平台,并以铅铋反应堆SPALLER-4,URANUS为原型分别开展最小燃料装载量的方案寻优与参数优化验证。验证结果表明,该智能优化方法用于铅铋反应堆设计方案寻优和堆芯参数优化可行、有效,相比传统蒙卡程序计算寻优,在保证预测精度前提下极大地降低了计算成本,与URANUS初始模型比较,燃料装载量、堆芯总质量、活性区体积、堆芯总体积分别优化10.8%,11.5%,18.1%,17.1%,为基于代理模型的智能优化方法应用于铅铋反应堆的优化设计提供参考。

可燃毒物布置方式的反应性波动特性研究

不同可燃毒物的布置方式可以控制整个燃耗寿期下的反应性波动并且可以提高燃耗深度。本工作在不同富集度下分析可燃毒物的布置方式对堆芯反应性的影响。并对堆芯keff在整个燃耗寿期下的变化趋势进行分析。结果表明1)含可燃毒物B和Gd的堆芯,采用16根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物Er和Eu的堆芯,采用28根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物231Pa、240Pu和241Am的堆芯,采用组件燃料棒中均含可燃毒物的布置方式。2)在14%富集度下选用240Pu作为可燃毒物;在40%、70%和97%富集度下选用B作为可燃毒物。

自然循环铅铋反应堆的堆芯功率最大化方法研究

为了提高自然循环铅铋反应堆的固有安全性和经济性,以南华大学自主设计的反应堆(Small PAssive Long-life LBE-cooled fast Reactor,SPALLER-100)为研究对象,探索其堆芯可输出的最大功率。在满足运输尺寸、材料耐久性、堆芯长时间运行的稳定性以及事故工况下的安全性等条件下,提出了5种稳态安全限制和2种事故安全限制。研究将稳态安全限制处理为多目标复杂多维非线性约束的优化问题,基于拉丁超立方抽样和克里金代理模型搭建了中子学最大功率计算平台;同时,考虑自然循环能力,分别计算不同堆芯高度下的中子学最大功率和自然循环功率,最终获得了满足中子学与热工的最大功率设计方案。基于设计方案与事故安全限制,采用准静态反应性平衡方法,开展了失热阱、超功率和入口冷却剂温度过冷等事故的全寿期安全分析。研究结果表明:堆芯功率由原100 MW提升到120 MW左右,中子学最大功率平台具有一定的准确性,且最大功率方案符合安全、经济的要求。研究结果为其他类型的自然循环反应堆的输出功率最大化设计提供参考思路。

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明:相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_(inf)不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运-燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素240 PuO 2作为可燃毒物,利用240 Pu吸收中子转换成易裂变核素241 Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。

长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素^(157)Gd、^(167)Er和B_(4)C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和^(231)Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素^(157)Gd、富集同位素^(167)Er、B_(4)C、^(231)Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。

激光聚变冲击波实验用靶及制备方法

通过对激光聚变冲击波实验用靶的现状及相应制备方法进行调研,充分介绍了激光驱动冲击波实验用靶的物理需求,靶的结构、靶材料特点,靶表面质量及材料密度要求等,对冲击波靶研究制备具有重要的意义。根据冲击波实验的不同目的,将冲击波实验用靶分为以下几类:平面靶、台阶靶、楔形靶,以及阻抗匹配靶等。通过综述不同种类、不同材料冲击波靶的特点及制备方法与现状,以及不同制备方法的优缺点,为不同类型、不同材料实验用靶的选择制备择优了工艺方法,同时也对冲击波靶制备的未来发展趋势进行了展望,为冲击波靶制备提供参考。

基于长寿期压水堆的新型可燃毒物材料组合研究

长寿期压水堆采用单一可燃毒物组件的设计不是最优选择。为满足长寿期压水堆中可燃毒物对反应性控制的综合需求,本文针对具有较好中子学性能的新型可燃毒物^(231)Pa_(2)O_(3)、PACS-J、PACS-L、^(167)Er_(2)O_(3)和^(157)Gd_(2)O_(3)进行组合研究。结果表明,采用“快燃耗”与“慢燃耗”可燃毒物进行组合的组件可以达到更优的结果。其中对于“低富集度”下的燃料组件,可以选用^(231)Pa_(2)O_(3)与PACS-J、PACS-L与^(167)Er_(2)O_(3)的组合方案;对于“高富集度”下的燃料组件,可以选用^(231)Pa_(2)O_(3)与PACS-J、^(157)Gd_(2)O_(3)和^(167)Er_(2)O_(3)的组合方案。因此,本文通过对“快燃耗”与“慢燃耗”可燃毒物组合设计,可实现对长寿期压水堆初始剩余反应性控制、反应性平缓释放及增加燃耗深度的要求。

基于CFD程序的物理热工耦合计算不确定性分析

基于计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF),耦合中子动力学计算模型、燃料棒热传导计算模型、不确定性分析程序SIMLAB,开发了物理热工耦合计算不确定性分析平台CFD/PFS,并开展了小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10的无保护超功率(UTOP)事故的不确定性量化,最后对计算结果进行不确定性分析和敏感性分析。研究表明,CFD/PFS平台的物理热工耦合计算具有良好的可靠性、精确性;总反应性峰值、功率峰值等瞬态安全参数的名义值均处于95/95双侧容忍限值内,且名义值与限值相对偏差小于3.95%;燃料多普勒系数是主要不确定性来源,对反应堆安全影响最大。

基于径向基代理模型与小生境遗传算法的铅铋反应堆堆芯智能优化

为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题,构建了基于径向基(RBF)代理模型预测、正交拉丁超立方抽样(OLHS)和小生境遗传算法(NGA)寻优的堆芯智能优化方法,开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台,并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明:RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数,与蒙卡程序计算值比较,其预测的堆芯有效增殖因子(k_(eff))相对误差在±0.1%以内;该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的,能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案,且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。

长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。

基于数据挖掘技术的组件核子密度预测研究

采用DRAGON程序对9600个样本进行计算,并以^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(241)Pu、^(137)Cs、^(244)Cm以及154Nd核素的核子密度为预测参数,选用线性回归模型、基于决策树构建的回归树模型、多层感知机(MLP)模型和随机森林模型开展模型训练,选用皮尔逊相关系数(PCC)、平均绝对误差(MAE)、相对绝对误差(RAE)、相对均方根误差(RRSE)评价模型的拟合效果;利用训练好的模型在测试集中对目标核素进行预测,通过相对误差评价其预测精度。结果表明,训练数据模型的时间均在3 s以内;通过选取的参数的评价可得,对于所有预测核素,在4种模型中训练效果最佳的为MLP模型,其相关性均在0.999以上;MLP模型对所有的预测核素的预测平均偏差小于1%。本文初步验证了数据挖掘技术在组件核子密度预测方面的可行性。

压水堆套娃式分离型可燃毒物反应性控制特性研究

为了研究性能更好的可燃毒物,满足在寿期初抑制过剩反应性、匹配堆芯较长周期的运行要求,对一种新型可燃毒物设计概念:套娃式可燃毒物(MDBP)进行研究,采用DRAGON程序对燃耗较快的Gd、B材料和燃耗较慢的Er、Hf材料进行不同类型可燃毒物的匹配研究,分析是否更适用于长寿期压水堆;基于确定论程序计算分析新型可燃毒物设计概念,并与传统可燃毒物做对比。结果表明,选择B和Er组合的MDBP相比于传统可燃毒物具有更优的性能,更适用于长寿期压水堆。

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)的初步验证

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)是一款基于节块展开法的堆芯扩散程序。为了验证cosCORE对轻水堆模型的临界计算能力与组件功率计算能力,对三维两群压水堆问题IAEA_3D基准题与BSS-14基准题进行测试验证,并与基准值进行比对。结果显示,对于IAEA_3D基准题,cosCORE与基准值keff的相对误差为0.669‰,组件相对功率误差均小于2.178%;对于BSS-14基准题,计算值与基准值keff的相对误差为0.677‰,组件相对功率最大误差为1.7331%。

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2.1耦合的三维停堆剂量计算程序MOCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与SuperMC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与SuperMC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。

锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究

为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(kinf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、235U利用率等。结果表明,在低富集度(4%~7%)情况下,240Pu可燃毒物在寿期内表现出较好的转换效应,235U利用率高,可起到延长堆芯寿期的作用;在中等富集度(25%~40%)情况下,240Pu可燃毒物的转换效应减弱,而231Pa可燃毒物表现出较好的转换效应;在高富集度(70%~97%)情况下,231Pa可燃毒物的转换效应减弱,但含231Pa组件的235U利用率和达到的燃耗深度在所选锕系核素中最大;240Pu可作为长寿期低富集度燃料可燃毒物的选择,231Pa可作为长寿期中等、高富集度燃料可燃毒物的选择。

环形燃料芯块一维稳态温度场计算方法研究

环形燃料芯块(Annular Fuel Pellets)具有较低的运行温度,能够实现更高的功率密度,已成为先进核反应堆燃料元件的发展方向之一。由于双面冷却环形元件存在流量分配和热量分配问题,实心圆柱燃料芯块的温度场求解方法无法求解环形燃料芯块温度场。建立了环形燃料芯块一维稳态温度场计算模型,开发了环形燃料芯块温度场计算程序PTFA(Program of Temperature Field of Annular Fuel Pellets),并计算了不同功率密度、不同芯块厚度下的绝热面位置、最高温度以及芯块的温度场分布。最后用有限元程序COMSOL5.4验证了不同芯块厚度下不同功率密度的环形燃料芯块的绝热面位置、最高温度以及芯块温度场分布。结果表明:环形燃料芯块一维稳态温度场计算模型计算的结果与有限元方法计算的结果吻合很好,相对偏差小于0.2%,该模型可以用于环形燃料元件的热工水力计算分析。

铅铋基石墨烯纳米流体热物性研究

高热导率的石墨烯纳米颗粒掺进铅铋堆堆冷却剂中可显著提升其导热系数和比热容,从而提高铅铋堆的堆芯功率密度,降低冷却剂用量,有利于实现反应堆小型化和轻量化设计的目的,对于铅铋堆在偏远地区和远海的工程应用具有重要意义。本文通过不同导热系数、黏度、比热容等预测模型对金属基石墨烯纳米流体热物性进行研究,分析纳米流体强化机理,提出适用于铅铋基石墨烯纳米流体的热物性计算模型。研究结果表明:添加石墨烯纳米颗粒的铅铋基,其导热系数、比热容和黏度均得到显著提高。在保证悬浮液相对稳定的情况下,导热系数、比热容和黏度随浓度的添加显著增大,在浓度达到20%时,纳米基液的热导率可以提高80%,但此时的黏度也提升了100%左右,因此在提高浓度的同时应综合考虑对热物性的影响。