FEB-E三维中子学屏蔽分析和计算

借助蒙特卡罗程序MCNP对FEB-E屏蔽问题进行了分析研究。基于143 MW聚变功率和非均匀中子源抽样,首先计算得到平均中子壁负载0.481 MW/m~2,内侧最大中子壁负载0.864 MW/m~2,外侧最大中子壁负载0.861 MW/m~2。根据对沿环向场线圈方向的内侧区域和偏滤器通道区域的中子学分析和计算,得到了可行的屏蔽层设计。由于空间的严格限制,在内侧屏蔽设计中总共使用了17 cm厚的金属钨。为了更有效防止偏滤器通道区域飞行中子的辐照损伤,在该区域的环向场线圈侧壁额外增加25 cm的屏蔽层。FEB-E设计的环向场线圈的总核热约4.2kW,小于55kW的限制条件。     

SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内中子注量率分布研究

采用MCNP程序与ANISN程序结合的计算方案获取了SPRR-300反应堆混凝土屏蔽层内的中子注量率分布情况，同时采用固体核径迹探测器测量了混凝土屏蔽层外低水平中子注量率，两者吻合较好，说明了计算结果的可信性。上述结果为反应堆退役工作提供了放射性源项的计算依据。     

HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的~(60)Co和~(152)Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。     

SPRR-300堆生物屏蔽层活化情况调查

反应堆生物屏蔽层是反应堆退役阶段的重要源项之一。通过建立计算模型,使用MCNP和ORIGEN2程序计算获得了SPRR-300堆生物屏蔽层的活化情况。为校核理论计算结果,对SPRR-300堆生物屏蔽层混凝土进行了取样分析。取样分析结果与理论计算结果较为一致,证明了理论计算模型的准确性。通过对取样分析结果进行拟合,获得了SPRR-300堆生物屏蔽层针对60 Co核素的活化厚度,即1.1m高度处的活化厚度为840mm,1.5m高度处的活化厚度为680mm。     

基于cosRMC的同位素电池屏蔽计算研究

热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素⁹⁰Sr和⁹⁰Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。当屏蔽层厚度超过一定值后,蒙特卡罗方法计算结果的统计误差显著增大,采用减方差技术可以提高热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。同时,直接电子输运模拟耗时很长,可以通过厚靶韧致辐射模型处理电子产生的光子,从而提高计算效率。本文开展了cosRMC程序的减方差技术和厚靶韧致辐射模型在同位素电池屏蔽计算中的应用研究与验证,基于美国SNAP-21结构的设计方案,采用cosRMC程序对同位素电池进行了精细建模,通过改变外屏蔽层厚度分析其对表面剂量率的影响,并与MCNP结果进行比较。结果表明,在电池径向和轴向使用不同厚度的屏蔽层,cosRMC与MCNP计算的贫铀屏蔽层表面的剂量率的相对误差在±3σ区间内符合良好。采用栅元重要性减方差后,两程序统计误差均减小,且在电池径向5 cm处和轴向4 cm处,结果在±3σ区间内符合良好,进一步验证了c...     

10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大.本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核.结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序计算结果符合很好.     

熔盐冷却球床堆热通道热工水力特性数值分析

基于计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用计算程序Fluent,研究了模块化熔盐冷却球床堆(Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor,PB-AHTR)中心热通道稳态热工水力行为。利用已开发的多孔介质流固两相局域非热平衡模型计算了球床堆中的压降、冷却剂的温场分布以及固相球床的温场分布,计算并比较了不同的多孔介质阻力因子(Ergun与KTA)对通道内的冷却剂流动以及温场分布的影响,并对丧失部分冷却剂情况下通道内的冷却剂及燃料温度进行了计算分析。结果表明使用不同的阻力因子对堆芯压降计算结果和流场的分布影响较大;而冷却剂温场及固相球床温场和球心的温度分布在不同的阻力因子下的差别较小,在PB-AHTR的设计参数下堆芯产生的热量能够被有效的输出,设计具有较大的安全裕度。计算结果对于球床堆的优化设计提供了一定的参考价值。     

乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

2MW液态钍基熔盐实验堆主屏蔽温度场分析

反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2 MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5°C、18°C、25°C、30°C、35°C、40°C情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。     

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。     

含弯曲棒的全长燃料棒束沸腾传热CFD计算分析

采用计算流体动力学（CFD）分析方法模拟了含一根弯曲燃料棒（简称“弯曲棒”）的5×5全长燃料棒束内的沸腾传热现象。基于欧拉两流体模型和改进的壁面沸腾模型进行计算,并基于压水堆子通道和棒束实验( PSBT )基准题中的试验数据对计算方法进行了验证,计算所得截面平均空泡份额与试验数据吻合良好,说明了现有计算方法的可靠性。基于计算结果考察了弯曲棒对棒束通道内流场、温度场、空泡份额等关键参数的影响。研究结果表明,弯曲棒的存在对截面横向流动、流体温度、空泡份额等均未产生显著影响,但弯曲棒表面温度增加,气泡也易发生聚集,增加了发生临界热流密度（CHF）的风险。      

模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究

非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一。本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考。对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值。     

Modeling and Simulation of Deflected Anode Erosion in Vacuum Arcs

In vacuum switch devices, the connection bus bar out of the vacuum interrupter will generate a transverse magnetic field in the arc column region, and under the influence of this magnetic field, the whole arc column will deflect from the electrode center, thus leading to deflected anode erosion. In this paper, a two-dimensional deflected anode erosion model is established, anode erosions under different deflection distance are simulated and analyzed, and results of anode surface temperature, anode melting and surface evaporation flux are obtained. The simulation results show that the deflected heat flux density will lead to deflected distribution of anode temperature, saturated vapor pressure and vapor flux correspondingly, and the morphology of the anode melting pool has also the same deflection. Moreover, the anode center temperature and its gradient along the y direction decrease with the increase of deflection distance. On the contrary, the temperature of the anode side surface, toward which the heat flux density deflects, increases with increasing deflection distance. Related experiments also verify the correctness of the model and simulation results.     

核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究

基于RELAP5程序热工水力计算原理，研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算，计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明:在间壁式换热器的热构件模型中，热流密度作为耦合参数时计算结果不准确；壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温度耦合技术用于典型四环路压水堆核电站蒸汽供应系统的仿真计算，计算结果表明:间壁式换热器的热构件模型的温度耦合并行计算能有效提高CPU利用效率和计算速度，为模拟机的实时计算提供更多的保障。      

Heat Transfer Performance of High Temperature and High Velocity Hydrogen Flow inside Circle Tube

In order to investigate the thermo-hydraulic characteristics of working fluids in the coolant channel of nuclear thermal propulsion reactors, the flow and heat transfer performance of high temperature and high velocity hydrogen in the circle tube was studied by the numerical calculation method. Comparing with the experimental data, it is found that the pressure-based coupled algorithm, SST k-ω turbulence model and hydrogen property model are reasonable and feasible to simulate the flow and heat transfer performance of hydrogen at high temperature and high velocity. The calculated values agree well with the experimental data, and the numerical simulation model is correct. Based on the analysis of flow and temperature field of the base case, the effects of thermal parameters on the flow and heat transfer performance of hydrogen were also studied. The increasing inlet mass flow rate enhances heat transfer performance and the increasing heat flux weakens it. The methods and results can provide some references and guidance for the study of the flow and heat transfer performance of gaseous fluid under high temperature and high heat flux, and thermal design and simulation of nuclear thermal propulsion reactor.     

高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土温度场分析

采用ABAQUS6.7有限元分析软件,对高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土在正常工况和设备冷却水系统停止供水事故工况下的温度场进行了计算。结果表明,在正常工况下,蒸汽发生器舱室混凝土的最高温度低于规定的限值;在设备冷却水系统停止对屏蔽冷却水系统供水事故工况下,7天内混凝土最高温度低于100℃,屏蔽冷却水系统能够保证对蒸汽发生器舱室的冷却。     

高温、高流速氢气在圆管内流动换热特性研究

为探究工质在核热推进反应堆冷却剂通道内的热工水力行为,基于数值计算方法,开展了圆管内高温、高流速氢气流动换热特性研究。通过与实验数据对比发现,采用压力基耦合算法、SST k-ω湍流模型以及物性模型进行高温、高流速氢气流动换热特性数值模拟是合理可行的,计算值与实验值符合较好,计算模型选择正确。在分析基础工况流场与温度场的基础上,还研究了热工参数对氢气管内流动换热特性的影响,结果表明,随质量流量的增大换热效果增强,随热流密度的增大换热效果变差。研究方法与结果可为高温、高热流密度环境下气体工质流动换热特性研究、核热推进反应堆的热工设计与仿真模拟提供参考。     

An Analytical Model for Displacement Velocity of Liquid Film on a Hot Vertical Surface

The downward progress of the advancing front of a liquid film streaming down a heated vertical surface, as it would occur in emergency core cooling, is much slower than in the case of ordinary streaming down along a heated surface already wetted with the liquid. A two-dimensional heat conduction model is developed for evaluating this velocity of the liquid front, which takes account of the heat removal by ordinary flow boiling mechanism.

In the analysis, the maximum heat flux and the calefaction temperature are taken up as parameters in addition to the initial dry heated wall temperature, the flow rate and the velocity of downward progress of the liquid front. The temperature profile is calculated for various combinations of these parameters. Two criteria are proposed for choosing the most suitable combination of the parameters. One is to reject solutions that represent an oscillating wall temperature distribution, and the second criterion requires that the length of the zone of violent boiling immediately following the liquid front should not be longer than about 1 mm, this value being determined from comparisons made between experiment and calculation.

Application of the above two criteria resulted in reasonable values obtained for the calefaction temperature and the maximum heat flux, and the velocity of the liquid front derived therefrom showed good agreement with experiment.     

Evaluation of The Thermal Performance of Multi—Element Doped Graphite under Steady—State High Heat Flux

Multi-element doped graphite,GBST1308 has been developed as a plasma facing material(PFM) for high heat flux components of the HT-7U device.The thermal performance of the material under steady-state(SS) high heat flux was evaluated under actively cooling conditions,the specimens were mechanically joined to copper heat sink with supercarbon sheet as a compliant layer between the interfaces.The experiments have been performed in a facility of ACT (actively cooling test stand) with a 100kW electron gun in order to test the suitability and the loading limit of such materials.The surface temperature and bulk temperature distribtuion of the specimens were investigated.The experimental results are very encouraging that when heat flux is not more than 6 MW/m^2,the surface temperature of GBST1308 is less than 1000℃,which is the lowest,compared with IG-430U and even with CX-2002U(CFC),The primary results indicate that the mechanically-joined material system by such a proper design as thin tile.Super compliant layer,GBST as PFM and copper-alloy heat sink,can be used as divertor plater for HT-7U in the first phase.