弥散型燃料等效弹性性质的有限元模拟

弥散型核燃料元件在反应堆中的安全和可靠性与元件芯体的等效力学性能密切相关.本研究采用细观力学的方法,假设芯体中的燃料颗粒在基体中周期性排列,从中取出代表性体积元,运用有限元方法计算弥散型燃料在不同温度和颗粒体积含量下的等效弹性模量.分析比较了颗粒的体积含量和分布形式对弥散型燃料等效弹性性质的影响,并在颗粒随机排列时,将...     

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

由于三层各向同性(TRISO)颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型(D-EMT)计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。     

包覆燃料颗粒尺寸及其标准偏差对失效概率的影响

三结构同向性型(Tristructural isotropic,TRISO)包覆燃料颗粒是目前高温气冷堆和固态燃料熔盐堆采用的燃料元件。TRISO包覆燃料颗粒破损会导致裂变产物不可接受的释放,由此影响反应堆的安全运行。基于TRISO包覆燃料颗粒压力壳式破损模型,分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯和各包覆层的尺寸对失效概率的影响,研究了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径、疏松热解碳(Buffer)层厚度和碳化硅(Si C)层厚度的合理设计范围。同时,利用随机抽样统计的方法分析了TRISO包覆燃料颗粒核芯半径分布和各包覆层厚度分布对颗粒失效概率的影响。研究发现,降低Buffer层厚度分布的标准差至16μm可以使TRISO包覆燃料颗粒的失效概率降低一个数量级。     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆（TRISO）燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成，具有良好的裂变产物包容能力，其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发，基于多相固体宏观等效导热理论，建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型；然后，结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料（M3）芯体等效导热系数。结果表明，本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料（FCM）的等效导热系数。      

UN核芯TRISO包覆燃料颗粒性能分析

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响，基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型，并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入事故（RIA）工况下典型TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析，结果表明，正常运行工况下SiC层能维持结构完整性，但IPyC层存在失效风险，需进一步优化TRISO包覆燃料颗粒的设计方案，而RIA工况下热膨胀是造成TRISO包覆燃料颗粒发生结构失效的主要原因。该模型能对轻水堆运行环境下的TRISO包覆燃料颗粒进行复杂的多物理场耦合性能分析，为进一步优化FCM燃料元件设计打下基础。     

弥散型燃料元件等效热传导系数的有限元模拟

弥散型燃料元件的热传导与燃料颗粒的数量、形状、大小及其分布,以及元件的几何形状和堆芯内热工条件等密切相关.采用细观计算力学的方法,按照燃料颗粒不同的排布方式从整个元件中取出单胞和代表体积单元,运用有限元法计算了弥散型燃料元件在不同温度、燃耗和颗粒体积含量下的等效热传导系数,并和理论公式进行了比较.结果表明,计算值和MaxweU模型的理论值最为接近.     

金属基弥散微封装燃料中TRISO燃料颗粒的尺寸优化设计

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒，是目前耐事故燃料（ATF）中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型（TRISO）或者两结构同向型（BISO）包覆燃料颗粒，基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响，提出优化改进的建议。研究结果表明，疏松热解碳层（Buffer）厚度越大，燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高，因此设计时应考虑增加其厚度；内部致密热解碳层（IPyC）厚度越大，其自身的最大环向拉应力越大，因此设计时应降低其厚度；碳化硅（SiC）层厚度越大，其自身环向压应力越小，因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。      

包覆燃料颗粒应力的有限元分析

高温气冷堆的燃料元件由包覆燃料颗粒弥散在石墨基体中组成。在反应堆运行过程中,辐照及各复杂的物理化学反应产生的应力会使包覆燃料颗粒发生破损,对包覆燃料颗粒进行应力分析是评价燃料元件和反应堆运行安全性能的主要内容之一。本文基于压力壳模式,主要考虑内压作用下的球形壳层应力及包覆燃料颗粒的非球形因素,用有限元法对应力进行了分析。     

TRISO颗粒缓冲层包覆喷动床气固流动特性

TRISO(Tristructural isotropic)颗粒的包覆层是通过喷动床化学气相沉积法制备的。本研究基于拟流体模型,应用Fluent软件对核燃料缓冲层包覆过程中颗粒性质随时间的变化进行了计算分析,考察了颗粒性质的变化对喷动床气固流动特性的影响。结果表明,随着缓冲层包覆过程中颗粒的直径增大和密度减小,喷泉高度减小,喷射区中的颗粒数量减小,喷射区中的气体升温速率降低,由此影响包覆效率。     

弥散核燃料等效辐照肿胀计算模拟

本文将弥散核燃料芯体看作一种特殊的颗粒复合材料,利用细观计算力学的方法,假设燃料颗粒在芯体中周期性分布,建立了对芯体等效辐照肿胀进行计算模拟的有限元模型。考虑颗粒的辐照肿胀和基体材料的辐照硬化效应,分别建立了燃料颗粒和基体材料的应力更新算法,编制了用户材料子程序,在Abaqus软件中实现了芯体等效辐照肿胀的有限元模拟。计算分析了颗粒大小和体积含量对芯体等效辐照肿胀的影响,并得到了等效辐照肿胀的拟合公式。研究结果表明,影响芯体等效辐照肿胀的主要因素是颗粒的辐照肿胀和体积含量。     

基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。      

核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

基于热力学第二定律以及压水核反应堆燃料棒稳态传热偏微分方程的一般形式,通过熵增的数值计算,讨论分析燃料棒内热量的传递过程和方向,以及能量品质的得失。先对典型二维矩形域传热问题进行数值计算,并采用解析解对该数值方法进行了验证。然后对含有内热源的单根燃料棒进行传热计算,讨论其温度和熵增分布情况,通过熵增云图分析可以展现燃料棒内热量的传递过程和品质变化,为核反应堆热工设计提供有益参考。     

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。     

Modeling of the heat transfer performance of plate-type dispersion nuclear fuel elements

Considering the mutual actions between fuel particles and the metal matrix, the three-dimensional finite element models are developed to simulate the heat transfer behaviors of dispersion nuclear fuel plates. The research results indicate that the temperatures of the fuel plate might rise more distinctly with considering the particle swelling and the degraded surface heat transfer coefficients with increasing burnup; the local heating phenomenon within the particles appears when their thermal conductivities are too low. With rise of the surface heat transfer coefficients, the temperatures within the fuel plate decrease; the temperatures of the fuel plate are sensitive to the variations of the heat transfer coefficients whose values are lower, but their effects are weakened and slight when the heat transfer coefficients increase and reach a certain extent. Increasing the heat generation rate leads to elevating the internal temperatures. The temperatures and the maximum temperature differences within the plate increase along with the particle volume fractions. The surface thermal flux goes up along with particle volume fractions and heat generation rates, but the effects of surface heat transfer coefficients are not evident.     

A quantitative estimate on the heat transfer in cylindrical fuel rods to account for flux depression inside fuel

In a nuclear reactor, the power is limited by thermal rather than by nuclear considerations. The reactor core must be operated at a power level that the temperatures of the fuel and cladding anywhere in the core must not exceed safety limits to avoid damages in the fuel elements.Heat transfer from fuel pins can be calculated analytically by using a flat power density in the fuel pin. In actual practice, the neutron flux distribution inside fuel pins results in a smaller effective distance for the heat to be transported to the coolant. This inherent phenomenon gives rise to a heat transfer benefit in fuel pin temperatures.In this research, a quantitative estimate for transferring heat from cylindrical fuel rods is accomplished by considering a non-uniform neutron flux, which leads to a flux depression factor. This, in turn, alters the temperature inside the fuel pin. A theoretical relationship combining the flux depression factor and a ratio of temperature gradients for uniform and non-uniform is derived, and a computational program, based on finite volume method and energy balance, is developed to validate the considered approximation.     

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量，系统设计本身就极为简化，较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据，为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响，本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型，以eVinci反应堆为例，开展了燃料循环经济性影响因素探索研究，获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响，热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升，经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

基于多孔介质和等效热导率模型的快堆乏燃料组件传热特性数值分析

乏燃料组件在运输或转运过程中，组件会裸露在传热较差的气体介质内，需关注其散热性能。为模拟乏燃料组件的传热特性，采用多孔介质模型模拟组件的流动阻力，并利用等效热导率模型模拟组件内部的传热。由于自然对流条件下乏燃料组件内部流动符合层流假设，在多孔介质阻力模型中忽略了惯性力项的作用。将等效热导率模型的模拟结果与SNL-LMFBR实验结果进行对比，证明了该模拟方法的有效性。计算结果表明，在水平放置工况下乏燃料组件温度轴向呈对称分布，在竖直放置工况下轴向呈非对称分布，乏燃料组件的高温区域向组件上方偏移。     

Effective Thermal Property Estimation of Unitary Pebble Beds Based on a CFD-DEM Coupled Method for a Fusion Blanket

Lithium ceramic pebble beds have been considered in the solid blanket design for fusion reactors.To characterize the fusion solid blanket thermal performance,studies of the effective thermal properties,i.e.the effective thermal conductivity and heat transfer coefficient,of the pebble beds are necessary.In this paper,a 3D computational fluid dynamics discrete element method(CFD-DEM) coupled numerical model was proposed to simulate heat transfer and thereby estimate the effective thermal properties.The DEM was applied to produce a geometric topology of a prototypical blanket pebble bed by directly simulating the contact state of each individual particle using basic interaction laws.Based on this geometric topology,a CFD model was built to analyze the temperature distribution and obtain the effective thermal properties.The current numerical model was shown to be in good agreement with the existing experimental data for effective thermal conductivity available in the literature.     

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。