熔盐堆高温熔盐泵液下轴承表面织构分析与优化

高温熔盐泵是使用熔盐冷却剂热工回路的"心脏",为回路中的熔盐强迫循环提供动力。目前熔盐堆使用的高温熔盐泵采用悬臂式结构,其较长的液下主轴需要采用滑动轴承支撑。在轴承表面加工出具有一定尺寸和规则排列的几何形状,是改善轴承表面摩擦学特性提高承载能力一种有效手段。本文采用有限体积法对高温熔盐泵轴承进行研究,以光滑轴承作为对比项,分析了长条织构、圆形织构、正方形织构和十字形织构对轴承承载能力的影响,通过优化织构的形状、密度、深度等参数,得到长度8 mm、宽度3 mm、深度20μm的十字形织构,这种织构形式的轴承承压能力最好,可以为高温熔盐泵轴承设计提供有效的理论指导。     

基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计

上海应用物理研究所基于TRISO包覆球形颗粒燃料与液态氟盐提出了基于钍基熔盐固态试验堆（TMSR-SF1）技术方案,其中一个重要的工作是非能动余热排出系统（PRHRS）设计。由于熔盐与水的不兼容特性,以及其高运行温度,采用空气作为最终热阱来设计PRHRS成为必然。为实现系统最简化、体积最小化以及排热与保温兼顾的设计目标,本文从MSR堆芯活性区到外界空气热阱传热过程的模型入手,建立了PRHRS优化设计模型,获得了优化设计方案,并基于改进的RELAP5/MOD4.0程序（针对TMSR-SF1的专门改进程序）开展了PRHRS容量论证评价,经计算分析,PRHRS容量设计合理,可确保反应堆全厂断电（SBO）后排热安全。      

基于流热固耦合的U型管式熔盐换热器温度场与应力场分析

熔盐换热器因其系统压力低、运行稳定以及经济性能好等特点在太阳能、核能和高温制氢等领域得到广泛应用。由于熔盐运行温度高，冷热流体温差大，导致熔盐换热器主要部件中产生的热应力不可忽略。本文采用流热固耦合方法分析U型管式换热器的温度场与应力场，首先运用计算流体力学（Computational Fluid Dynamics,CFD）分析获取了换热器主要热性能参数，并与实验结果进行对比，最大偏差约3.07%，验证了CFD流体仿真结果的准确性。在此基础上，对熔盐管壳式换热器运行工况下的传热过程进行了详细分析，获得换热器流场和温度场。最后，通过Ansys workbench有限元软件计算得到由流场、压力场和温度场耦合产生的应力场，并着重分析了与换热管及壳体相连接的管板的应力分布，给出了管板最高应力值及某些路径的应力变化规律。结果表明：应力较大的部位发生在管板的布管区与非布管的连接区域，位于近壳侧的换热管内壁处，距离管板下端面约2 mm的位置。可为熔盐换热器实际运行和结构设计提供重要参考。     

基于球床密实实验装置的熔盐堆分流板设计

在熔盐球床堆设计中,为实现堆芯内部燃料球堆积结构的稳定性,需保证堆芯内部的流场均匀分布。研究基于模拟熔盐球床堆堆芯水力特性的球床密实实验装置(Pebble bed dense experiment facility,PBDE),通过设计不同形状和不同孔道分布的分流板,运用计算流体力学(Computational fluid dynamics,CFD)方法使用FLUENT软件对其堆芯内部的流场分布进行数值模拟,目的是保证实验中堆芯的流场分布均匀稳定。模拟结果表明,平板形分流板较锥形分流板能更好地使堆芯内流场均匀分布;且增加分流板的孔道数目或减小孔径能使堆芯内部的流场更加均匀稳定;比较设计的6种分流板模拟结果,最终给出满足PBDE堆芯流场均匀分布的分流板,为PBDE实验提供了基础,也为熔盐球床堆的堆芯流量分配设计提供技术方案与选型参考。     

高温熔盐流量标定平台物理和控制方案的优化

高温熔盐流量计在高温熔盐反应堆、太阳能发电、高温制氢等熔盐集热储能装置中具有良好的应用前景。而目前市场上流量计受材料特性的影响,最高只能在535?C以下使用,并不能满足这些应用场合的高温运行环境要求。研究表明通过改进超声波流量计波导片增加其耐温性能,可满足大于650?C的高温测量要求,然而目前并没有标准的流量计或标定装置能对其进行标定。钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)项目迫切需要建立一个熔盐流量标定平台,提供熔盐的标准流量标定,它的基本参数需满足目标流速1-5 m·s-1、工作温度小于800?C、管径约50 mm、标定误差小于5%、熔盐用量小于200 L等。构建了基于气压控制熔盐流速的物理模型,推导出系统流速的具体表达式,分析控制管道熔盐压差的比例、积分和微分(Proportion-Integration-Differentiation,PID)算法对流速稳定性的影响。通过MATLAB软件仿真,确定了可行性的控制方案参数,并为仪控元件的选型提供了依据。     

不同工质对高温熔盐屏蔽泵水力优化设计的影响研究

作为核能创新技术，高温熔盐屏蔽泵（简称熔盐屏蔽泵）可用于第四代熔盐反应堆，通过水力优化设计提升泵的水力性能对第四代核电技术的发展有重要意义。本文利用ANSYS CFX软件对熔盐屏蔽泵进行数值模拟，基于响应面法（Response Surface Methodology,RSM）建立了显著参数与优化目标之间的近似模型，以效率和扬程为优化目标，通过第二代非支配排序遗传算法（Non-dominated Sorting Genetic AlgorithmⅡ，NSGA-Ⅱ）分别对熔盐屏蔽泵开展熔盐和水工质下的水力优化设计。结果表明：相比于水工质，熔盐工质下泵的优化空间更大；两种工质下的优化模型效率相同时，熔盐优化模型叶轮进口直径和叶片出口安放角较小，叶轮出口宽度和导叶喉部平面宽度较大；与初始模型相比，熔盐优化模型效率提高了1.26%，扬程提高了1.40%，水优化模型效率提高了0.92%，扬程降低了0.64%。研究成果可用于指导熔盐屏蔽泵的水力结构设计。     

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。     

高温原位氟化熔盐红外吸收光谱装置研制

钍基熔盐堆是第四代核能系统的候选堆型之一,熔盐由于优异的传热性能与中子特性,被作为冷却剂和燃料盐载体在堆内运行,其微观结构对其物理化学性质有重大影响,因此,研究熔盐结构对熔盐制备净化、腐蚀控制以及熔盐堆的设计、建造和安全运行都有重要的指导作用。红外吸收光谱(Infrared Absorption Spectroscopy,IR)是研究熔盐结构的有力工具之一,但标准仪器无法实现高温(500oC)熔盐的测量。本研究在解决了样品加热、环境气氛控制以及腐蚀等难题后,研制了一套适用于高温氟化熔盐实验的高温原位红外吸收光谱装置。该装置中,加热炉为左右两开式,可以直接放进标准红外光谱仪样品仓内;样品池为组装式,主体是能够耐氟化熔盐腐蚀的镍基哈氏合金,窗片为单晶Si C或金刚石;样品池整体呈倒"T"型,上端密封盖带有进气口和出气口,可实现抽真空或通惰性气体的操作。该装置可以实现25-600oC温度范围测量,波段范围覆盖近红外和中红外(14 700-400 cm~(-1))。通过使用常温水和高温亚硝酸钠的红外光谱实验对该装置的可靠性进行了验证。利用该装置,我们成功地获得了高温氟锂铍(FLi Be)熔盐的红外吸收光谱。     

高温熔盐泵散热器的数值优化与热分析

为提高高温熔盐泵散热器的散热效果,对影响散热器散热面积的重要因素——散热孔的直径和数量进行了数值优化,并将数值模拟得到的热载荷加载到结构体上,分析了热载荷下的热变形。结果表明:散热孔直径为12 mm、散热孔数量为6时,散热流体的流动均匀稳定,泵轴和散热器的综合散热效果较好,最终泵轴顶端的平均温度可降到440 K,散热器顶端的平均温度可降到417.5 K,满足散热需求;泵轴热变形量较小,最大值为0.46 mm,散热器的变形量较大,最大值为2.37 mm,加工时必须考虑材料的热膨胀和热变形。     

熔盐冷却空间堆的初步中子学设计

空间核反应堆(Space Nuclear Reactor,SNR)电源在深空探索中具有重要优势而受到国内外的广泛关注。与传统液态金属、气体和热管冷却方式不同,熔盐冷却剂可溶解裂变材料并具有良好的传热性质,因此可作为SNR方案中的冷却剂。基于国内外SNR设计方案,利用SERPENT蒙特卡罗程序和ENDF/B-Ⅶ.1数据库进行了基于熔盐冷却的空间堆方案的初步中子学设计,研究了不同燃料、包壳材料以及棒间距对燃料棒k_(inf)的影响,以及不同熔盐冷却剂组成、反射层材料对SNR堆芯k_(eff)的影响,最终给出一种基于氟化盐~7LiF-BeF_2-UF_4(66.4-32.7-0.9 mol%)冷却UC燃料(质量分数为80%的~(235)U)的SNR初步堆芯方案。结果表明:燃料棒k_(inf)与燃料棒材料密切相关,且随燃料中235U富集度的增大、棒间距的减小而增大,不同的熔盐冷却剂、反射层材料对堆芯k_(eff)有较大影响,但冷却剂中UF_4的~(235)U富集度对堆芯k_(eff)不敏感。     

温度梯度对金属波纹管力学性能影响分析

高温熔盐调节阀中金属波纹管是保证其正常运行的重要部件,波纹管外侧被熔盐介质包围,承受外压、轴向位移及高温载荷,且波纹管轴向存在较大温度梯度,为调节阀中薄弱元件。本文应用有限元软件ANSYS,材料模型选择理想塑性材料模型,计算单元为热固耦合单元,对比分析了U形和V形波纹管在各设计工况下的应力分布,结果表明,位移载荷是两种波纹管失效的主要原因。位移载荷在两种波纹管中引起的应力大小基本一致,但V形波纹管在设计压力、温度载荷作用下的应力显著小于U形,故调节阀中使用波纹管类型选择为V形。此外,对V形波纹管在多工况下的应力分布、塑形应变及极限位移载荷进行了计算,对比分析了设计温度载荷、阀体存在保温层时温度载荷及常温温度载荷对波纹管的影响,结果显示,高温下波纹管极限位移载荷约为常温的三分之一,但阀体外部添加保温层,虽然使得波纹管温度升高,但对波纹管极限压缩载荷影响并不大。     

基于同步辐射原位拉伸XRD研究熔盐浸渗的核石墨IG-110微观结构演化

钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)是第四代核反应堆的代表之一,其特点是以熔融氟盐作为冷却剂和燃料的载体。在熔盐堆中,熔盐容易浸渗到核石墨内部,引发核石墨局部高温,造成核石墨损伤程度增加,严重破坏核石墨的结构,从而影响核石墨材料的宏观性能和使用寿命。然而,熔盐浸渗对核石墨力学性能的微观机制以及熔盐浸渗引起的微结构损伤或破坏机制目前仍不清晰,因此有待进一步研究原位环境下(如力学加载、高温等)熔盐浸渗对核石墨微结构的影响,并揭示微结构演化的相关机制。本文基于同步辐射原位拉伸X射线衍射技术(Two Dimensional X-ray Diffraction,2D-XRD),开展了外部载荷为0 N、15 N、21 N、27 N和32 N时熔盐浸渗后的核石墨IG-110在拉伸断裂过程中的微观结构演化研究,以揭示外部载荷条件下的核石墨IG-110与熔盐之间的原位实时相互作用及材料断裂的微观机制。实验结果表明:在拉伸断裂过程中外部载荷使熔盐浸渗后的核石墨IG-110的结晶性变差、层间距变大,同时FLiNaK盐的结晶性也明显变差。这一发现将有助于解释熔盐浸渗后核石墨IG-110力学性能的变化,理解核石墨IG-110与FLiNaK熔盐间的相互作用机理,有利于高性能核石墨的制备和TMSR的安全可靠运行分析。     

316不锈钢蠕变-疲劳试验及规范研究

为了研究316不锈钢在蠕变-疲劳交互作用下的影响,开展保载时间的蠕变-疲劳试验和两级加载蠕变-疲劳试验,后者包括先疲劳后蠕变和先蠕变后疲劳两种蠕变-疲劳交互试验。在上述三种试验数据基础上,对316不锈钢的蠕变-疲劳特性进行分析,并对ASME规范的适用性和安全性进行了评价。本研究对蠕变-疲劳试验、ASME规范应用、第四代反应堆高温结构材料的力学特性研究及相关的评定准则具有参考价值。     

TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构应力松弛分析与结构安全评定

钍基熔盐液态堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)停堆系统螺栓连接结构服役环境约在650°C的高温区域,连接结构包括三种材质的构件;升温过程热膨胀以及高温下寿期内的蠕变效应,对螺栓的预紧力都有很大影响。本文采用ANSYS程序,对TMSR-LF1停堆系统高温螺栓连接结构,在预紧载荷及热膨胀组合作用下的结构进行了应力分析和寿期内蠕变应力松弛分析。考虑从常温升高至工作温度的过程中,连接结构件由于使用不同材料,其热膨胀差导致预紧力发生变化的过程;着重研究分析运行寿期内螺栓结构材料的高温蠕变,所引起应力松弛的变化规律,及其对螺栓连接结构预紧力的影响;并根据ASME-III-5-HBB规范对螺栓进行力学分析和应力评定,论证该螺栓连接件全寿期内结构安全可靠。     

熔盐球床堆堆芯燃料管理优化初步分析

核热泉高温堆是具有满功率自然循环特性的熔盐球床堆,其特有的冷却剂横向流动特性需要基于径向分区换料的燃料循环方案,以及相应的燃料管理优化分析方法。局部搜索算法和模拟退火算法是普遍应用于轻水堆换料优化问题的随机性优化方法。本文应用这两种方法对核热泉高温堆的换料优化问题进行了分析。分析结果表明,相比于局部搜索算法,模拟退火算法能以较高的概率跳出局部最优陷阱,获得全局最优的优化结果,且优化质量独立于初始解的选取。最终的优化结果给出了较好的堆芯功率展平与压制燃料中心温度的效果。针对核热泉高温堆的一维分区换料方式,模拟退火算法是非常合适的优化分析方法。     

基于折射率匹配方法的球床三维重构

固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor with Solid Fuel,TMSR-SF)是第四代核反应堆堆型之一,它融合了高温气冷堆的石墨基质包覆颗粒燃料球技术和熔盐堆的高温熔盐冷却剂技术。堆芯的物理设计和几何设计依赖于燃料球在堆芯中的堆积因子,为研究球床堆堆芯模型内燃料球的堆积三维结构,本文提出基于折射率匹配的方法对球床进行三维重构的方案,并通过初步的模拟实验对程序进行验证,旨在探索该方法在球床三维重构中的可行性。针对三维重构中的一系列关键问题进行阐释,并提出相应的解决方案;同时给出了三维重构方案的完整流程,并计算出了衡量三维重构精确度的度量值:直径重叠量。最后,搭建了一个小型规则排布的球床实验装置,通过折射率匹配技术开展球床可视化实验以探索该方案在球床三维重构中的精确度,并说明该方法的可行性。试验结果表明,颗粒间平均重叠量为1.43 mm,重构精度有待提高,重构方法有待改进。     

静载荷与地震载荷作用下ITER重力支撑系统有限元静力分析

针对ITER重力支撑系统的特点,提出了ITER重力支撑系统的有限元静力分析方法。应用AN-SYS软件,建立了ITER重力支撑系统三维实体模型。采用精度比较高,且计算规模又可以接受的单元网格划分方法,进行网格划分。在Volume之间的界面上定义接触单元。得到了支撑系统有限元模型。对同时受静载荷与地震载荷作用的ITER重力支撑系统进行了有限元静力分析。获得了支撑系统各零件的应力分布及最大应力,分析了这些零件的强度。结果表明:TF腿、韧性板、环形支撑和支撑圆柱的最大应力分别出现在TF腿与等效环向壳连接处、韧性板与其下法兰焊接的拐角处、环形支撑上端面与其内部加强筋的交接处、支撑圆柱的上端面,这些最大应力都小于其相应的许用应力,按照ASME压力容器评定标准,支撑系统各零件均满足强度要求。静力分析的结果为ITER重力支撑系统的设计或改进提供了可靠的理论依据。     

HTR-10分散控制系统改造方案设计

10 MW高温气冷堆(HTR-10)的分散控制系统(DCS)执行对HTR-10的运行监测和控制功能.原DCS在设备可靠性、历史数据存储和转换等方面存在不足.根据HTR-10各工艺系统及控制对象的要求,分析了DCS的系统架构、功能和性能指标等;对I/O通道进行配置;提出以施耐德Quantum 67160系列产品为主要模件的多重冗余硬件平台以及分别以UNITY和iFIX作为系统软件平台和组态工具的配置方案;采用PTO模块完成对棒控和装卸料系统控制,使用智能仪表对交流采样方案进行改进,在通信网络中加设逻辑网关的办法实现第三方通信功能.该设计方案可有效解决HTR-10原DCS存在的问题,满足HTR-10对DCS的要求.