SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。     

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。     

超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的。     

SCWR堆芯三维稳态性能分析程序系统开发及验证

基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-热工水力耦合稳态性能分析程序SNTA。针对超临界水堆堆芯CSR1000,通过与耦合程序CASIR及SRAC/SPROD对比检验,结果表明:SNTA程序针对CSR1000问题的计算结果与参考程序符合良好;相比于堆芯计算采用细网有限差分方法的CASIR或SRAC/SPROD程序,SNTA程序的计算效率显著提高;适用于具备强烈核热耦合特性的超临界水堆堆芯的稳态性能分析。     

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。     

超临界水冷堆核热耦合计算研究

以美国超临界水堆(SCWR)设计为研究对象,开发超临界水堆的物理-热工耦合计算程序。该计算程序采用Dragon和Donjon直接耦合计算,提高计算精度和速度;并在功率迭代中引入松弛因子,通过部分迭代法解决传统迭代方法不收敛的问题。轴向温度和密度分布的计算结果验证了程序的有效性和准确性。     

非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。     

基于TACOS程序的SCWR典型事故瞬态特性研究

运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全特性进行比较。针对SCWR-M进行完全失流事故、主泵卡轴、反应性引入事故、旁通失效的汽轮机跳闸事故分析计算,涵盖SCWR系统的流量非正常、反应性非正常和压力非正常瞬态分析。     

RELAP5/FLUENT耦合程序的开发

热工水力数值模拟是反应堆系统设计和安全分析的重要内容,以RELAP5为代表的系统程序可对瞬态或事故工况进行快速分析,同时以FLUENT为代表的计算流体动力学(CFD)程序对堆芯局部三维现象的分析也越来越重要。为综合利用两者的优点,以RELAP5/FLUENT为基础,利用对RELAP5程序源代码的二次开发和FLUENT的用户自定义函数(UDF)进行编程,开发了RELAP5/FLUENT耦合程序。利用flibe熔盐在水平圆管流动问题验证了程序耦合的正确性;针对2 MW熔盐堆进行了稳态模拟,耦合程序能详细分析熔盐堆的热工水力行为;模拟了2 MW熔盐堆功率突变的瞬态热工水力行为,相对于单独的RELAP5,耦合程序能更好地揭示熔盐堆系统和堆芯的三维物理现象。该耦合程序可用于解决熔盐堆热工水力分析中存在的显著三维混合现象的问题。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.