基于多物理场耦合的U3Si2燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。      

可靠性与风险分析程序系统及其在概率安全分析中的应用

介绍了概率安全分析计算机辅助软件包可靠性与风险分析程序系统（Ｒ＆Ｒ Ｗｏｒｋｓｔａｔｉｏｎ）的基本功能以及Ｒ＆Ｒ Ｗｏｒｋｓｔａｔｉｏｎ在ＡＣ６００先进型压水堆核电厂一级概率安全分析（ＰＳＡ）中的应用。其内容包括：故障树分析、事件树分析、事故序列定量评定以及不确定性分析等。分析４的范围涉及到ＡＣ６００的７个前沿系统和５个支持系统,共建立了１２棵事件树和２１棵故障树。分析结果表明,Ｒ＆Ｒ Ｗｏｒｋｓ     

高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

准确预测核燃料的内部温度场分布，对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上，本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型，并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制，为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。      

基于两相CFD的非均匀加热圆管CHF预测方法研究

为建立非均匀加热工况临界热流密度（CHF）预测方法，以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段，本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型，对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布，将壁面温度出现二次峰值和此时近壁面空泡份额的峰值位置分别作为CHF发生的依据和CHF发生的点，并用此方法对2种不同功率分布圆管的CHF进行研究。研究结果表明，预测得到临界时的平均热流密度及临界发生的位置都与实验结果符合较好。因此，本研究建立的数值预测方法能够用于非均匀加热圆管CHF的预测。      

耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。     

基于大涡模拟(LES)的格架外条带区域压力和速度瞬态特性研究

分别运用雷诺平均模拟(RANS)方法和大涡模拟(LES)方法对燃料组件格架外条带区域的流场和压力场进行瞬态求解。分析发现:采用2种方法所计算出的速度分布大体一致,但是RANS方法不能捕捉到速度和压力的瞬态变化特性,而LES方法能够有效观察到流场的瞬态特性。通过2种方法的对比,可发现部分局部区域计算结果有较大差异。LES计算结果呈现出计算域内明显的压力波动,频谱分析发现格架不同区域具有不同的压力波动特性。     

AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用分析

介绍了大亚湾核电站18个月换料策略下，在Ⅱ类工况瞬态期间AFA 3G燃料棒芯块与包壳间相互作用（PCI）的分析和预测。文中给出了PCI技术限值，介绍了Ⅱ类工况瞬态分析和热力机械分析的分析方法和程序，并给出了基荷运行、基荷加一次调频运行、负荷跟踪运行以及延伸低功率运行时的负荷过量增加、功率状态下控制棒失控抽出和未检测到的掉棒3种瞬态的PCI主要计算结果和结论。     

华龙一号核电机组燃料组件研发

为满足华龙一号核电机组自主知识产权的要求,需要研发出适用于华龙一号核电机组的燃料组件。本文介绍了华龙一号核电机组燃料组件设计及性能分析等研发情况,幵采用堆内及堆外试验的方式对所研发燃料组件进行了验证。试验结果表明,华龙一号核电机组燃料组件各方面性能均达到了预期水平,满足华龙一号反应堆系统的使用要求。     

超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至1016 cm?2·s?1将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。      

N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据，计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明，在典型辐照生长经验模型中，双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上，建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子，建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证，模型与数据吻合较好。