数字化反应堆在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究——以南华大学为例

数字化反应堆技术可实现现有实践教学不具备或难以具备的教学功能,能极大丰富实践教学内容,拓展实践教学范围,保障实践教学安全,是突破核工程与核技术专业教学中“实践难”这一瓶颈问题的有力工具。南华大学基于数字化反应堆技术方面的突出优势,针对性地开展了数字化反应堆技术在核工程与核技术专业实践教学中的应用研究,实施实践教学改革与创新,探索特色鲜明、具有前瞻性的专业教改之路,为培养富有创新能力的高素质核工程与核技术人才提供有力保障。

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。

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。

核反应堆结构材料网格精细活化分析研究

核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此,本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法,基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统(Monte Carlo N-Particle Transport Code System,MCNP)和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序(MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code,MCFisMA),实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)发布的停堆剂量基准题,对MCFisMA程序进行了基准验证,证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性;此外,基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义,为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。

基于遗传算法的反应堆三维屏蔽结构高维多目标优化方法研究

辐射屏蔽设计是反应堆设计的重要组成,面向陆海空天全域的新型核动力技术的发展对辐射屏蔽优化设计方法提出了新需求。采用传统屏蔽结构多目标优化方法处理三维屏蔽结构优化问题时,存在寻优速度慢、难以收敛、全局性差等缺陷,基于第三代非支配排序遗传算法(Non-dominated Sorting Genetic Algorithm Ⅲ,NSGA-Ⅲ),开展面向三维屏蔽结构设计的高维多目标优化方法研究。基于核反应堆三维屏蔽结构模型,以屏蔽层重量、体积和特定区域辐射剂量率为优化目标,开展NSGA-Ⅲ优化方法的性能对比分析研究。数值结果表明:本文建立的高维多目标优化方法可更高效、稳定地搜寻Pareto前沿解,可为辐射屏蔽设计优化提供新思路。

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。

基于BP神经网络的高通量铅铋反应堆中子通量最大化设计方法研究

优化设计高通量铅铋反应堆对于缓解快中子研究堆辐照资源稀缺难题、支撑先进核能系统的发展具有重要意义。本文以提升堆芯中子通量水平为目标,针对高通量铅铋反应堆复杂的多维非线性约束优化问题,依托反应堆蒙特卡罗程序RMC和子通道程序Subchanflow,构建了基于BP神经网络(Back Propagation Neural Network)算法的预测模型,并结合Sobol指数法开展堆芯设计参数的敏感性分析,提出了基于BP神经网络动态代理模型(Dynamic Surrogate Model,DSM)更新迭代的设计优化方法,开发了高通量铅铋反应堆设计优化平台。以多功能超高通量堆为例开展堆芯栅径比、燃料芯块直径、活性区高度、径向反射层厚度的多堆芯参数协同优化验证,结果表明:该优化方法对堆芯中子通量密度与有效增殖因数keff的预测精度误差在0.1%之内,在4组堆芯设计变量单独作用和共同作用下对于最大中子通量的影响程度都按照反射层厚度<栅径比<活性区高度<燃料芯块直径的递增顺序排列,优化后的中子通量密度相比原始设计方案提高了15.41%,表明开发的高通量铅铋反应堆设计优化平台有效可靠。

基于SALOME的蒙卡计算模型CAD反转可视化

基于开源SALOME平台,采用以体代面思想和栅元层次多叉树方法,开展蒙卡计算模型CAD反向转换及三维可视化研究。基于本文方法开发了CAD反转可视化程序模块SALOME-MC,模块可实现蒙卡计算模型几何建模、材料建模和三维可视化等功能。选取三种典型反应堆蒙卡计算模型对本文方法和程序进行测试验证,测试结果表明,本文方法和程序可妥善处理蒙卡计算模型的复杂几何体与大规模重复结构,并精准地实现蒙卡计算模型CAD三维反转可视化,证明SALOME-MC的蒙卡计算模型反转能力和可视化效果的正确性与可靠性,提高了蒙卡计算模型几何建模效率和展示度。

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。

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。

基于改进多区delta-tracking方法的蒙特卡罗中子输运跟踪与临界计算验证

传统蒙特卡罗程序进行中子输运跟踪时,当中子穿越不同材料边界时需频繁大量地计算中子到材料边界的距离,若中子平均自由程大于局部模型的宏观尺寸,则大量的距离计算会显著降低中子输运跟踪效率。为弥补传统中子输运跟踪方法带来的潜在效率降低的缺陷,本文提出了改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法,通过引入虚截面来对模型进行多区的虚拟均匀化处理,进而在中子输运跟踪时可不考虑材料边界穿越问题,理论上可提高中子输运跟踪效率。将改进多区delta-tracking中子输运跟踪方法在多功能辐射输运模拟仿真平台MOSRT系统中进行了程序实现。利用基准题和全堆芯模型开展了临界计算验证,证明了本文方法及程序的正确性和有效性。

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。

多功能辐射输运模拟仿真平台开发与初步应用

随着计算机技术、高性能计算技术和反应堆数值模拟技术的快速发展,数字化反应堆成为核能领域发展的一个重要新兴方向.其中,多功能、多物理、多尺度、多过程耦合技术成为数字化反应堆发展的关键技术之一.围绕数字化反应堆耦合关键技术,基于开源的SALOME系统初步研发了耦合建模、计算、可视化功能于一体的多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT).目前,平台具有简单模型的自动建模、蒙卡辐射输运计算以及结果数据三维可视化功能.利用基准题对平台进行了初步应用测试,数值结果初步验证了平台辐射输运模拟仿真功能的正确性与可靠性,为未来进一步扩展平台的复杂模拟仿真能力奠定了基础.

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

反应堆堆芯核设计涉及大量方案的搜索与详细计算,缩短方案搜索时间有利于提高核设计效率。数据挖掘技术通过对大量数据进行学习与模式识别,可实现核设计方案物理参数的快速预测,更快地筛选出可行的备选堆芯方案。本文基于数据挖掘的决策树4种算法:C4.5、RepTree、Random Forest及Random Tree,在计算时以燃料富集度、含可燃毒物燃料棒数量及含量作为自变量,以寿期内keff不均匀系数偏差(KUCD)、径向功率不均匀系数偏差(RPNCD)、径向中子通量不均匀系数偏差(RFNCD)、堆芯寿期(CL)作为目标函数,构成目标函数符合度(CPF),利用大量已知核设计参数的组件及堆芯设计方案作为数据挖掘训练集,构建数据挖掘模型,并用于对未知核设计参数的组件方案集合(测试集)进行CPF快速预测。结果表明,4种算法利用训练集构建数据挖掘模型的时间在0.6 s以内,各算法的交叉验证精度均在0.7以上,其中C4.5算法对CPF预测精度最高;对测试集方案的核设计参数预测中,单个方案的预测时间均在0.9 s以内,而Random Forest算法对CPF等于4的预测效果最好。

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。

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。