钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。     

钠冷快堆燃料破损定位方法综述

反应堆燃料元件破损后,为了确保运行安全和及时处理破损事故,必须对破损的燃料组件进行定位操作。本文广泛调研了国际上钠冷快堆中采用的各种燃料破损定位方法,介绍了定位原理,评析各种方法的应用范围和缺陷,展望了燃料破损定位技术的研发趋势,为我国钠冷快堆燃料破损定位方法的选择提供了参考依据。     

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物（氢化锂、氢化钛和氢化锆）在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法（ANISN程序）模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明：氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。     

钠冷快堆无停堆保护失热阱固有安全特性

采用模块式结构建立了钠冷快堆主回路系统的数学模型,选用端点浮动法有效克服了点堆方程的刚性问题。堆芯热工和ＩＨＸ计算采用稳定性良好的全稳二阶迎风差分格式,编制了钠冷快堆失热阱瞬态仿真程序ＬＯＨＳ。该程序可在微机环境下运行,模型简单,速度快。用ＬＯＨＳ对ＥＢＲ－Ⅱ失热阱瞬态实验的计算结果与安全分析程序ＮＡＴＤＥＭＯ的计算结果符合良好。     

钠冷快堆燃料组件热工水力特性数值模拟与分析

利用CFD程序CFX,分别对7、19、37、61根棒组成的三角形排列螺旋绕丝定位的钠冷快堆燃料组件棒束通道进行了热工水力特性的分析研究,并将结果与子通道程序SuperEnergy进行了对比验证。重点考察了棒束通道轴向流动分布、横向流交混效应及子通道轴向温升,分析了定位绕丝的影响。结果表明,绕丝对棒束通道的横向流交混效应、轴向流动分布及子通道温升有着重要影响,且随棒束的增多,通道内的流动趋向复杂化,轴向流动不均匀性有升高趋势。     

钠冷快堆棒状燃料堆芯子通道分析程序开发及验证

热工水力分析软件的验证是安全审查重点关注的问题。为了实现不同设计软件间的对比验证,本工作开发出具有自主知识产权的钠冷快堆堆芯子通道分析程序SSCFR,进行中国实验快堆（CEFR）全堆芯稳态分析、子通道稳态分析及全堆芯瞬态分析,并将分析结果与CEFR运行和设计值进行对比。结果表明,SSCFR程序的计算结果与CEFR运行值及安全分析报告中的设计计算值符合较好,可用于钠冷快堆后续的软件对比验证及设计计算工作。     

BN800:定位于闭式燃料循环的先进钠冷快堆核电站

作为实际上快堆技术最先进的国家之一,俄罗斯始终站在快堆技术发展的前沿。在成功运行了电功率为600 MW的BN600快堆核电站近30年,以及在其基础上改进并完成数次设计优化数十年后,终于决定建设别洛雅尔斯基核电站4号机组(BN800快堆电站)。BN800快堆核电站被认为是世界上正在付诸工程的最为先进的快堆核电机组。我国的快堆技术发展已有数十年,随着中国实验快堆即将投运,中国示范快堆电站已经提上议事日程。同时,以快堆为关键环节的闭式燃料循环发展战略已经引起了我国相关领域专家和决策层的关注。本文作者在其多年从事中俄快堆技术合作积累的经验基础上,参考俄罗斯发表的最新并且权威的关于BN800快堆核电站的文献,编译成综合性介绍文章,供我国从事核燃料循环战略研究、快堆技术发展研究等相关领域的领导和专家参考。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

铀—钚—锆燃料合金物性模型

文章用最小二乘法对数据的直接数学拟合或确定物理表式常数两种方法建立了铀-钚-锆燃料合金的物性模型,变量为组成和温度。物性包括密度、固相线(液相线)温度、热膨胀、比热容和热导率。在置信度为95%时,模型的不确定度分别为±0.5%,±5.7%,±5.5%,±5.0%和±9.7%。这些模型也适用于铀-锆合金。     

铅冷快堆固有安全性的分析

为了研究铅冷快堆的固有安全性。本文完成了25MW铅冷快堆物理和热工水力初步设计，并进行了铅的充排放实验和铅的自封性实验。在此基础上，依据核反应堆固有安全性的理论，详细地分析和比较了铅冷快堆所具有的固有安全性。分析结果表明，铅冷快堆是一种很有发展的先进核动力堆堆型。     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

池式快堆主容器地震响应分析

试图对池式快堆结构作较大简化,使计算简图既能反应堆结构的动力特性,又能使计算简便可行。从而把一个复杂的结构用一个简单的弹簧－质量体系来近似地等效代替。引入容器的变形假设和确定的液动压力假设,应用虚位移原理可获得体系在水平地震作用下的运动方程,而后考察其地震动响应。     

快堆钠回路水锤程序开发与应用

研究开发了快堆钠回路水锤分析专用程序WHA。该程序在一维特征线法（MOC）传统的压力波传播数学模型中补充了钠腔－气腔外边界模型,并采用气泡离散模型模拟低压液柱分离中的蒸汽穴的生成与溃灭。程序用FORTRAN90语言对快堆实验钠回路ESPRESSO中由于阀门的快速开启与关闭引起的压力波传播进行了分析计算。计算结果表明：将钠腔－气腔引入水锤压力波传播的数学模型进行程序计算的结果是合理的。     

钠冷快堆钠池火事故数值模拟

为了估计和预测钠火事故的后果，构建了以“有火焰薄层”为理论基础的燃烧模型和热传输模型，给出了程序计算结果与试验值的比较。比较结果证实，该计算结果可信、模型合理。程序可用来分析和预测钠池火事故。     

快堆核燃料循环模式的经济性评价

以快堆核电厂的核燃料循环过程及核燃料循环模型为基础,利用注销法对2种核燃料循环方式进行经济性计算和分析;同时,也将快堆燃料循环经济性与压水堆(PWR)燃料"一次通过"的经济性进行对比。按目前价格水平计算,PWR"一次通过"的核燃料循环方式比快堆核燃料循环模式的经济性好,但随着天然铀价格的上涨以及燃料后处理技术水平的进步,快堆核燃料循环费用有望达到或低于PWR"一次通过"的核燃料循环费用。     

快堆燃料组件抗震分析流体附加质量计算方法研究

浸没在液态钠中的快堆堆芯组件在地震作用下发生振动,可能导致组件结构损坏或堆芯结构变形,从而影响反应堆结构完整性和安全.流体使该振动表现为强烈的非线性,因此,研究地震引起的流固耦合效应对快堆抗震分析十分重要.本文主要研究流固耦合问题中附加质量的计算方法,该方法由Westergaard首先提出,是一种考虑水体对结构作用的简化动力学计算方法,它将动水压力等效成质量附加在结构上,质量等效原则自提出在各行业得到广泛应用,但缺乏详细理论推导.本文首先推导出附加质量公式,并对该公式进行有效性分析;接着对单根和两根组件用CASTEM在空气和水中进行建模;最后将频率、碰撞力分别与试验值比较.结果表明,计算值和试验值吻合.     

快堆沸腾池数学模型

单组件盒内的沸腾池是快堆燃料组件瞬时堵流事故发展的一个重要阶段,这个阶段之后将会导致熔融物向组件盒外的传播.为了了解沸腾池的内部机理,本文建立了单组分沸腾池机理模型:采用漂移速度模型预测池内空泡份额的分布,用焓方法求解包裹沸腾池的燃料固化壳的温度场及厚度.根据不同的流型,对沸腾池和壁面间的换热Greene关系式进行了一些修正.结果表明,沸腾池的形成是由于冷却剂的排热能力降低,而形成的内部产热量和外部排热量的不平衡而导致的;这个热量的不平衡量是产生气泡的根源.Greene经验关系式适用于没有产生气泡之前的熔融池,形成沸腾池之后,要根据不同的流型对其做相应的修正.     

中国试验快堆（CEFR）典型事故工况下的瞬态分析

本文采用计算机仿真的方法，对我国首座试验快堆ＣＥＦＲ在几种设计基准事故下的动态响应过程进行了分析计算。计算结果表明，当保护停堆系统正常工作时，ＣＥＦＲ在所分析的事故下具有良好安全性。