基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。     

TOPAZ-Ⅱ系统启动过程模拟

对前苏联热离子反应堆电源系统TOPAZ-Ⅱ进行相应的简化,分别建立了堆芯热工水力模型、中子物理学模型以及热排放系统模型。冷却剂回路采用一维热工水力模型,堆芯导热及翅片辐射导热计算采用二维分析模型。选用6组缓发中子点堆模型,考虑了二氧化铀燃料、热离子发电电极、慢化剂与反射层的温度反馈以及控制转鼓对反应性的控制,计算得到TOPAZ-Ⅱ在正常启动工况下的各处温度、功率、反应性反馈等参数的变化。计算结果与TITAM程序的计算结果符合较好,同时本程序可对启动过程进行更为精细的分析,可为控制系统的设计提供参考。     

热离子能量转换器铯电弧工况下电子势能的分布特性

为阐明热离子能量转换器铯电弧工况下电子势能分布的特征,基于动理学方法建立了电极间隙低温弱电离等离子体的输运方程,将等离子体鞘层处理为输运的边界条件。采用牛顿迭代法编制了计算程序,实现了等离子体输运方程与边界条件的自适应解耦求解。研究发现,采用输运理论获得的伏安特性与实验符合较好,随着输出电流密度的增大,发射极鞘层的电子势能跃变产生了由非单调到单调的变化,同时接收极鞘层的电子势能发生跃变方向的改变。     

热离子能量转换器铯电弧工况下电子势能的分布特性

为阐明热离子能量转换器铯电弧工况下电子势能分布的特征,基于动理学方法建立了电极间隙低温弱电离等离子体的输运方程,将等离子体鞘层处理为输运的边界条件。采用牛顿迭代法编制了计算程序,实现了等离子体输运方程与边界条件的自适应解耦求解。研究发现,采用输运理论获得的伏安特性与实验符合较好,随着输出电流密度的增大,发射极鞘层的电子势能跃变产生了由非单调到单调的变化,同时接收极鞘层的电子势能发生跃变方向的改变。     

热离子能量转换器扩散工况的电流饱和特性

为阐明热离子能量转换器扩散工况下的饱和电流存在条件及其机理,通过修正电弧工况低温等离子体输运方程的电离项,建立了适用于扩散工况的输运方程,并依据发射离子裕度选择鞘层边界条件。基于牛顿迭代法实现了模型的数值求解,结果表明,采用输运理论获得的伏安特性与实验值符合较好,饱和电流的存在性可根据热发射的中和状态来判定,分析发射极鞘层电子势能分布可阐述其机理;接收极鞘层的电子势能分布随输出电流的增大发生跃变方向的改变,并不影响饱和电流的存在性。     

热离子能量转换器扩散工况的电流饱和特性

为阐明热离子能量转换器扩散工况下的饱和电流存在条件及其机理,通过修正电弧工况低温等离子体输运方程的电离项,建立了适用于扩散工况的输运方程,并依据发射离子裕度选择鞘层边界条件。基于牛顿迭代法实现了模型的数值求解,结果表明,采用输运理论获得的伏安特性与实验值符合较好,饱和电流的存在性可根据热发射的中和状态来判定,分析发射极鞘层电子势能分布可阐述其机理;接收极鞘层的电子势能分布随输出电流的增大发生跃变方向的改变,并不影响饱和电流的存在性。     

压水堆核电站常规运行工况下气载放射性物质释放源项的计算

本文介绍一个自行编制的用于计算压水堆核电站在常规运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算机程序ＭＧＡＬＥＳ。采用ＯＲＩＧＥＮ２程序，根据燃料元件的成份和燃耗情况计算堆芯的放射性核素谱；用放射性物质经堆芯向一回路迁移的逃脱率系数计算一回路冷却剂中的放射性核素浓度；再考虑核电站实际运行过程中一、二回路冷却剂的泄漏以及通风、除气等过程，计算其正常运行工况下气载放射性物质向环境的释放量。     

高通量工程试验堆中子能谱计算

采用ANISN程序,DOT 3.5程序和组合几何全能区蒙特卡罗程序计算了HFETR中子能谱。计算中堆芯简化为由燃料元件、铍组件、铝组件和水层的同心环所组成。堆芯中心K11位置放置不同部件。对各种方案计算分析后,得到了HFETR最佳圆柱形热阱半径、超热中子谱表达式等有实用价值的结果。计算结果与已有的能谱和能谱参数实验值进行了比较,在误差范围内是相符的。     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR). TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算.基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序RELAP5/Mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算.得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应.将TSACC计算结果与RELAP5/Mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好.局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同.程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性.     

Lifetime Properties of the Electrodes of a Single-Cell Electricity Generating Channel in the Enisei Thermionic Nuclear Power System

The working capacity and operating stability of multi- and single-cell electricity generating channels of the nuclear power systems TOPAZ-1 and -2 are largely determined by the emission properties of the emitter and collector electrodes. The emission properties and elemental composition of the electrode surfaces of single-cell EGC E-16MO, which exceeded their lifetimes in the experimental systems YA-24 and -81, which are prototypes of the Enisei space nuclear power system, separate EGCs in the L channels, and in thermal stands, are determined. The previously performed comprehensive investigation of various processes on the electrode surfaces of EGC, and the database collected, made it possible to perform a statistical analysis of the results and to estimate the lifetime stability of the electrodes on the basis of the emission properties up to 3 yr with 95% probability. 8 figures, 4 tables, 15 references.     

TOPAZ-Ⅱ空间电源系统辐射器改进研究

针对前苏联TOPAZ-Ⅱ反应堆系统所采用回路式辐射器存在单点失效的问题,采用热管式辐射器对其进行改进以提高系统安全性。根据系统废热排出的要求及冷却剂工作温度,选取高温钾热管,对结构材料及相关参数进行了设计,同时设计了辐射器的结构、热管的布置方式及铜翅片的参数。热管中心蒸汽区通过一维流动方程进行了求解,采用有限元方法分析了热管管壁与吸液芯结构的导热,采用有限差分法对翅片的辐射导热进行了计算。对热管与翅片组成的辐射单元与集流环进行了耦合计算,得出了辐射器设计工况下的稳态结果,对其进行了分析并与回路式辐射器进行了相应比较。计算结果表明,所设计热管式辐射器满足TOPAZ-Ⅱ正常运行情况下的废热排出要求,并具有较多裕度,同时热管式辐射器的安全性与等温性也优于回路式辐射器。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析

TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料,以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同,TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应,且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算,通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化,得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后,中子产生率增加较大,而泄漏率增加较小,且吸收率减少,从而产生正的慢化剂温度效应。     

Some results of postreactor testing of six-element thermionic units operating for 2670 h

Conclusions The results of postreactor investigation of a thermionic unit with hermetic emitters operating in the reactor for 2670 h confirmed the proposed explanations of the decrease in electrical power of the unit during testing. In order to improve the performance of similar units, it is necessary to develop a collector assembly with stable thermophysical properties and to arrange for the continuous removal of gaseous fission products from the emitter points.Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 40, No. 5, pp. 382–384, May, 1976.     

不凝性气体对高温锂热管传热特性的影响研究

热管作为一种具有高热导率的传热装置,工作核心在于其内部工作流体的蒸发和冷凝。若热管工作过程中气腔内存在不凝性气体,主流区中蒸气和不凝性气体在对流运动的作用下将一起移动到气-液分界面,不凝性气体的存在阻碍了工作流体在气-液交界面处的正常冷凝。本文基于热阻网络法添加了不凝性气体区域传热模型,研究了不凝性气体对高温锂热管稳态传热特性的影响。结果表明,热管达到稳态时不凝性气体的存在缩短了热管的有效传热长度,破坏了热管的等温性和良好的传热效率。此外随着不凝性气体体积份额的增大,不凝性气体区域温度降低幅度越大;随着热管蒸发段输入功率的增大,热管正常工作区域整体温度越高,相同质量的不凝性气体占据的体积份额越小,热管壁面温度出现明显温度梯度降低的位置随着功率升高而向下游移动。     

TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽优化措施影响分析

空间核反应堆辐射屏蔽可减弱中子与γ光子通量对仪器设备的辐照,温度是影响辐射屏蔽性能的重要因素。利用Fluent软件对TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽在真空环境下的换热行为进行了数值模拟,提出了优化措施,并揭示了优化措施对其温度场的影响和其温度分布特性。研究结果表明：冷却剂管道及其管槽表面喷涂低发射率的涂层具有均匀辐射屏蔽温度场和降低其温度峰值的效果,最优化参数为管道表面涂层的发射率为0.1～0.3、管槽表面涂层的发射率为0.1,且管道表面喷涂低发射率涂层效果要优于管槽;在冷却剂管道、管槽间添加单层表面发射率为0.04～0.07的真空遮热板也可使辐射屏蔽温度场与温度峰值处于最优状态。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆燃耗计算研究

TOPAZ-Ⅱ属于结构紧凑、不均匀性较强的小型反应堆,它的燃耗计算不宜采用确定论程序。本工作利用日本原子力研究所开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MVP-BURN,根据TOPAZ-Ⅱ的特点制定了合理的计算模型与方案,完成了较细致的燃耗计算,并给出了较全面的结果。本工作所建立的燃耗计算方法可为其他类似反应堆的燃耗计算提供方法上的参考。     

兆瓦级空间气冷堆系统启停堆瞬态分析

本文针对兆瓦级高温气冷堆布雷顿循环系统,采用Fortran语言开发系统分析程序TASS,包括堆芯、透平-发电机-压气机、回热器、冷却器和热管式辐射散热器等模型。通过设计值与程序计算值对比对TASS进行验证,并利用TASS对系统启动、停堆瞬态工况进行数值模拟。结果显示,通过分两阶段、阶梯式引入正反应性和提高涡轮机械的转轴速度,堆芯流量和功率匹配良好,系统可在3.5 h内完成启动过程,达到反应堆功率3 406 kW、流量14.2 kg/s的稳态运行。系统停堆过程中,反应堆可依靠自身的非能动余热排出能力,确保芯块和包壳温度与熔点间存在较大安全裕量,实现安全停堆。     

兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。