连续碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料在先进核能领域的发展研究

先进核能系统的发展对核材料在多场耦合极端环境中的服役稳定性提出了更高要求。连续碳化硅纤维增强碳化硅(SiCf/SiC)陶瓷基复合材料具有低密度、高温力学性能优异、抗腐蚀、耐辐照等优点,且在外力作用下呈现“假塑性”断裂行为,被视为先进核能系统中极具应用前景的新型结构材料。本文首先从材料级、构件级、服役性能三个层面系统总结了核用SiCf/SiC复合材料的基础研究体系,分析了美国、法国、日本等传统核电强国,其他新兴核电国家和我国在核用SiCf/SiC复合材料领域的发展趋势,梳理了我国核用SiCf/SiC复合材料在原材料、数据积累和专利标准等方面存在的问题与发展面临的挑战,针对性地提出了相关措施与建议,包括加强材料制备技术研发、发展研发新范式、强化“产学研用”合作关系、在坚持以我为主的基础上加强国际交流等,以期为我国核用SiCf/SiC复合材料领域的研究方向及决策制定提供参考。

堆内自给能中子探测器信号电流计算方法研究

自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detectors,SPNDs)是核反应堆监测和保护系统的核心设备,其测量到的电流直接反映堆芯功率的大小和分布。探测器绝缘体是影响信号电流计算精度的主要因素,在SPND的研发设计中占有重要地位。为进一步提升SPND信号电流计算方法的精度,本文根据SPND电流产生机理以及绝缘体中固有的空间电场效应,提出了三种不同的中子、光子电流计算方法,并进行了详细的对比验证。结果表明:三种方法计算结果的差异小于1%,显示了相当的精度。此外,以反应堆工程中应用广泛的铑SPND为例,计算结果表明其信号电流主要由中子产生,光子引起的电流一般不超过5%。本文所提出的电流计算方法在反应堆上经过了大量的实验验证,理论和实验结果的差异均小于3%,证明了其有效性和精度。该方法已经应用于中国第三代先进大型压水反应堆——“华龙一号”,并具有通用性。它可用于不同类型自给能探测器的电流分析,也可为其他反应堆(如第四代快中子堆和后续的聚变堆)的堆芯监测系统提供有益的参考。

二维材料复合质子膜的制备及其氕氚分离性能研究

采用溶液浇铸法分别制备了Graphene-Nafion和hBN-Nafion 2种二维纳米复合质子交换膜,利用XRD､ATR-FT-IR和SEM对复合膜的结构及微观形貌进行表征,并对复合膜的离子交换容量､质子电导率､机械性能和热稳定性进行测试,结果表明,Graphene和hBN纳米片均匀地分散于Nafion基体内部。相较于重铸Nafion膜(空白对照样品),复合膜的离子交换容量､质子电导率以及机械性能均有不同程度的提升,特别是在掺入质量分数为0.50%时,Graphene-Nafion和hBN-Nafion复合膜的质子传导性能约为重铸Nafion膜的1.25倍和1.14倍。通过对比Graphene-Nafion和hBN-Nafion 2种复合膜的氕氚分离性能发现,在初始氚水比活度为3.51×10^(7)Bq/L时,持续电解超过60 h,2种复合膜的氕氚分离系数分别为5.73和8.46,氚回收率分别为78.53%和85.35%,表明hBN-Nafion复合膜具有更好的氕氚分离性能。

液态铅铋氧浓度测量技术初步研究

液态铅铋合金是加速器驱动次临界系统(ADS)中散裂靶兼冷却剂的主要候选材料。氧浓度是影响液态铅铋合金(LBE)对结构材料腐蚀的关键因素,而氧传感器是实现液态铅铋合金中氧浓度精确测量的重要部件,本研究设计研制了一种液态铅铋系统氧传感器并基于自主研制的高温液态铅铋合金氧测控预研平台,初步开展了氧饱和LBE中的氧浓度测量实验。实验结果显示,300～400℃的氧饱和LBE中,氧传感器的电压信号(E)随温度(T)变化的实验曲线与理论曲线变化趋势相吻合;相对于300℃<T<350℃温度范围,氧传感器在350℃<T<400℃范围内的测量性能更好,仪器本身的系统误差约为17mV。

聚变堆安全特性评价研究

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则,是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件,也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点,具有独特的潜在安全问题,因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性,系统梳理其关键技术挑战,为建立聚变安全评价体系提供技术支持,进而服务于未来聚变堆的设计与建造。

核能对全球变暖和人类健康影响初步研究

核能作为一种安全、清洁、高效的能源,对于改善人类生活环境、提高人民健康水平、促进经济社会可持续发展是非常有利的,然而核能带来的辐射健康风险使其发展一直备受争议,因此有必要对核能带来的效益和风险进行综合评估,以全面地分析核能带来的影响。本文基于三种典型核能发展预测方案,从全球变暖和人类健康的角度,定量分析了2016—2050年间核能在局部地区和全球范围内对于社会的潜在效益和风险。结果表明使用核电替代煤电带来的效益远超过它的潜在风险,尤其是对于贫困地区,社会经济发展水平越低,适度发展核能将会获得更多的效益。分析结果表明,在三种典型核能发展预测方案下,至21世纪中期,核能在全球范围内可以减少0.05~0.22℃温升,避免170~1 400万人死亡,估计的效益价值16.7~115万亿美元。

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。

国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究

中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。

基于虚拟现实的核事故救援在线仿真培训关键技术研究

基于虚拟现实技术,发展一种核事故救援在线仿真虚拟培训方法,对其中的三维场景可视化、救援行为仿真、人机交互仿真等关键技术开展研究,建立核事故救援在线仿真培训平台,并将该平台成功发布到手机客户端。应用结果表明,该平台能够直观展示核电站的复杂环境,支持在逼真的事故环境下开展沉浸式虚拟漫游和救援行动虚拟演练,为核事故应急培训提供新的方式,对提升应急救援队伍实战能力具有重要意义。

液态铅铋合金流动速度场测量技术研究

液态铅铋合金是先进反应堆-加速器驱动的次临界系统(ADS)优选的靶材和冷却剂材料,液态铅铋流动速度场的测量是优化堆芯组件分布以及靶窗结构的一种重要手段。同时,冷却剂流动速度也是反映反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文采用实验研究的方法,设计旋转搅动装置,通过对常温水与液态铅铋的流动速度场测量,验证了超声多普勒测速技术用于液态铅铋合金速度场测量的可行性。

网格权窗减方差技术及其在聚变堆屏蔽分析中应用研究

在聚变堆辐射屏蔽计算中,如何有效解决深穿透问题是近年来国际聚变辐射安全领域关注的焦点之一。针对该问题,本文研究了直角坐标系与圆柱坐标系下基于网格的权窗减方差技术。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC实现了该方法,并选取减方差技巧的基准例题进行测试与分析,初步得出"粗划真空或密度很小的区域、细分密度大的区域"的网格划分规律,能有效提高网格权窗计算效率。基于该规律对聚变屏蔽基准问题进行对比分析,新的网格划分与原始网格划分的计算效率相比,FOM因子提高了1.92倍。减方差技巧的基准例题和聚变屏蔽基准问题计算中,SuperMC通量计算结果与MCNP相比偏差均在0.5%以下,证明了本文中方法的正确性。

ITER核安全许可实践对中国CFETR的借鉴性初步研究

中国政府将于2020年前后开始建设的中国聚变工程实验堆(CFETR),是中国乃至世界上首座聚变能发电装置。聚变与传统裂变能的不同物理原理和技术手段,应体现在CFETR核安全要求中。截至目前,国际上还没有一个国家正式颁布聚变堆的核安全监管要求和许可制度。通过梳理消化国际热核实验堆(ITER)在法国核安全监管体系下的许可审查程序、文件准备及与核安全当局的对话等相关实践,就装置属性、国家许可要求对于聚变堆适用性、核安全许可技术等方面探索ITER许可经验对于中国CFETR的可借鉴性,构建CFETR亟需重点开展的核安全问题及安全技术研究建议,有利于为CFETR的聚变监管要求和许可技术研究提供理论依据和技术支持。

CLAM钢表面Fe-Al/Al_(2)O_(3)涂层的制备及其耐腐蚀性能研究

采用热浸镀及热扩散工艺在中国低活化马氏体钢(CLAM)表面制备出一层FeAl合金层,通过氧化处理成功地在CLAM表面制备出一层致密的氧化涂层。利用高分辨透射电镜分析了表面生长的氧化层为单一的氧化铝涂层。利用场发射扫描电镜(FESEM)及能量散射谱仪(EDS)分析了不同氧化工艺对于涂层结构及组成的影响。通过电化学阻抗谱测试分析不同氧化条件下制备的样品的耐腐蚀性能。结果表明,750℃下氧化4 h制备的涂层耐腐蚀性能最佳,其极化电阻值为8 059.54Ω·cm^(2),有效孔隙率为0.142 87。

球磨转速对含钆ODS钢中M_(23)C_(6)析出的影响研究

以“结构/屏蔽一体化”为研发目标的含钆ODS合金具有较优的中子屏蔽性能与高温力学性能,可作为小型模块化铅冷快堆中子屏蔽材料的研发方向之一。在机械合金化-放电等离子体烧结工艺制备含钆ODS-316L钢的研究中发现,球磨转速影响材料的析出相种类,如在220 r/min低球磨转速下,ODS-316L钢中仅存在纳米尺寸的Gd-Si-O析出相,而在300 r/min高球磨转速下,除纳米尺寸的Gd-Si-O析出相外,材料内还分布着大量百纳米尺寸的片层堆叠状M_(23)C_(6)型碳化物,且M_(23)C_(6)内同样存在纳米含钆氧化物颗粒。高球磨转速使球磨粉内元素的偏析与内应力的累积促进了M_(23)C_(6)的形核,随后的粉末烧结温度则为M_(23)C_(6)的生长提供了驱动力。此研究可为粉末冶金含钆ODS-316L钢的微观组织调控奠定一定的实验与理论基础。

全流态工况下绕丝棒束内的摩擦压降模型研究

为准确预测液态铅铋在燃料组件棒束内截面的摩擦压降特性,需选取合适的摩擦压降模型。针对8种不同的绕丝棒束内摩擦压降模型,采用统计分析的方式评估模型的适用性,研究不同模型在不同流态范围内实验数据的预测准确性。分析结果表明:摩擦系数不仅与棒束数量(Nr)和节径比(P/D)有关,还与螺径比(H/D)有关;在层流范围内BBDD模型和本文模型与实验数据较为吻合;在过渡流范围内BBDD模型、CTD模型和本文模型与实验数据较为吻合;在湍流范围内Rehme模型、UCTD模型和本文模型与实验数据较为吻合。因此,本文提出的模型适用于全流态的燃料组件棒束内截面的摩擦压降预测。

池式铅基堆热分层现象研究综述

铅基堆具有系统简单紧凑、安全性高等优点,已成为第四代核能系统的主要发展方向。铅基堆发生事故停堆时,堆芯功率骤降、驱动泵停闭,堆芯出口冷却剂温度急剧下降且流速降低,无法冲入热池顶部与高温流体进行混合换热,只能聚集在热池底部,导致热池中发生热分层现象。热分层现象会影响堆芯的余热排出能力,并会造成反应堆容器及内构件热疲劳。本文阐述了铅基堆热分层产生的机理与危害,调研并总结了铅基堆热分层现象国内外研究进展和存在的问题,最后从理论研究、实验研究和数值模拟研究方面提出热分层的未来研究方向。

中国铅基研究反应堆概念设计研究

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。

核与辐射安全仿真系统SuperMC／RVIS2．3研发与应用

如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS2.3,能实现复杂系统建模与虚拟装配仿真、三维动态数据场与模型的叠加可视化分析、核辐射环境下人员虚拟漫游仿真和器官剂量评估等功能。以国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈PF4检修以及中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ散裂靶更换等过程仿真与剂量评估为代表的应用结果表明,该系统可模拟核辐射环境中多种应用方案的评估与优化,可应用于反应堆设计优化、维修计划、应急评估、操作培训和科普教育,具有广阔的应用前景。

强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究

强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10^(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10^(14)~10^(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。

铅基反应堆研究现状与发展前景

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。