惰性基弥散燃料芯块有效热导率数值仿真分析

作为事故容错燃料的备选技术路线之一,惰性基弥散燃料芯块(IMDP,Inert Matrix Dispersion Pellet)的典型特征之一是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了IMDP燃料芯块有效热导率影响因素。研究表明,燃料颗粒在IMDP芯块基体中的分布形式以及燃料颗粒的形状对其有效热导率没有影响;惰性基体热导率相比燃料核心热导率对IMDP芯块有效热导率的影响更大;燃料颗粒—基体间热阻以及外部热解碳层—碳化硅层间热阻相比其他热阻对IMDP芯块有效热导率的影响更大;IMDP芯块的传热性能优于UO2芯块。     

基于有限元方法的惰性基弥散燃料传热性能研究

惰性基弥散燃料芯块(Inert Matrix Dispersion Pellet,IMDP)以高温气冷堆燃料技术为基础,采用惰性材料作为三重各向同性型(Tristructural Isotropic,TRISO)燃料颗粒的弥散基体,相比传统的UO2燃料,其最典型特征是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了温度、燃耗以及燃料颗粒与惰性基体间热阻对IMDP燃料有效热导率影响规律,并与UO2陶瓷燃料进行对比。结果表明:IMDP有效热导率随燃耗及温度的增加而减小,且在不同寿期及不同温度下,IMDP有效热导率均明显高于UO2热导率;反应堆正常运行工况下,相比UO2芯块,IMDP较高的热导率会使芯块中心温度显著降低;此外,燃料颗粒与惰性基体间热阻在0~4×10~(-4) m~2·oC·W~(-1)范围内对IMDP的有效热导率影响程度最为敏感。     

基于断裂强度的陶瓷燃料颗粒开裂模型

基于陶瓷燃料断裂强度建立弥散型燃料中陶瓷燃料颗粒开裂行为的数学模型。以铜基弥散型燃料为例,通过计算预测燃料颗粒的开裂温度与燃耗的关系,分析基体金属、环境约束、燃料相的体积、燃料颗粒尺寸对开裂温度的影响,探讨提高燃料颗粒开裂温度的途径。结果表明,燃料颗粒开裂温度与燃耗深度近似呈幂律关系,随燃料相体积的增加近似直线下降;裂变气体气孔率和孔径的增加利于提高颗粒的开裂温度。     

弥散颗粒燃料及可燃毒物双重非均匀特性初步研究

弥散颗粒燃料及可燃毒物由于其固有安全性及自屏效应而被广泛关注,但其双重非均匀性为中子学计算带来挑战。为了研究弥散颗粒系统的双重非均匀性大小,评价体积均匀化方法的适用性,本文针对弥散不同类型、不同相体积、不同颗粒尺寸的颗粒以及不同富集度燃料基体的栅元系统进行了分析,评价栅元系统的颗粒模型与体积均匀化模型在零燃耗下的反应性偏差。分析结果显示,对于弥散燃料颗粒,体积均匀化方法的计算偏差随弥散颗粒尺寸的增加、燃料富集度的增加、以及弥散颗粒相体积的减小而增大;对于弥散可燃毒物颗粒,体积均匀化方法的计算偏差随弥散颗粒的颗粒尺寸的增加、基体燃料富集度的减小、弥散颗粒相体积的增加、以及弥散颗粒吸收截面的增大而增大。同时本文给出了弥散颗粒的双重非均匀性大小的大致顺序,针对双重非均匀性最小和最大的两种毒物颗粒也进行了详细分析,给出了是否需要考虑其双重非均匀性的大致判定条件,为弥散颗粒系统的数值计算提供指导。     

U_3Si_2Al弥散型燃料的辐照肿胀研究

介绍了U3Si2 Al弥散型燃料的辐照肿胀机理。将弥散型燃料的芯体视为连续基体中的微型燃料元件 ,应用裂变气体的行为机理描述燃料相中的气泡形成过程。研究结果表明 :燃料相的肿胀引起燃料颗粒和金属基体之间的力学相互作用 ,金属基体能抑制燃料颗粒的辐照肿胀。在一定辐照条件下 ,本模型对燃料元件辐照肿胀的预测值与测量值相符     

U3Si2—Al弥散型燃料的辐照肿胀研究

介绍了U3Si2-Al弥散型燃料的辐照肿胀机理。将弥散型燃料的芯体视为连续基体中的微型燃料元件,应用裂变气体的行为机理描述燃料相中的气泡形成过程。研究结果表明：燃料相的肿胀引起燃料颗粒和金属基体之间的力学相互作用,金属基体能抑制燃料颗粒的辐照肿胀。在一定辐照条件下,本模型对燃料元件辐照肿胀的预测值与测量值相符。     

弥散型燃料等效弹性性质的有限元模拟

弥散型核燃料元件在反应堆中的安全和可靠性与元件芯体的等效力学性能密切相关.本研究采用细观力学的方法,假设芯体中的燃料颗粒在基体中周期性排列,从中取出代表性体积元,运用有限元方法计算弥散型燃料在不同温度和颗粒体积含量下的等效弹性模量.分析比较了颗粒的体积含量和分布形式对弥散型燃料等效弹性性质的影响,并在颗粒随机排列时,将...     

界面反应引起弥散型燃料的芯体结构演化

在反应堆运行工况下,Ｕ３Ｓｉ２－Ａｌ弥散型燃料的燃料颗粒与基体的界面相互扩散形成反应层,从而导致芯体结构的演化。本文根据Ｍｏｎｔｅ－Ｃａｒｌｏ原理建立了弥散型燃料芯体的模拟方法,并用该方法模拟了燃料相体积分散为４３％和具有一定尺寸分布的球形燃料颗粒在芯片中的空间随机排列。     

弥散型燃料芯体结构的蒙特卡罗模拟(英文)

在研究堆中的辐照条件下，U3Si2-Al 弥散型燃料的燃料颗粒和基体界面发生相互扩散。由于相互扩散反应,在每个 U3Si2颗粒的周围形成 U3Al7Si2反应层。反应层厚度随辐照时间和裂变密度而增加。反应层的形成造成了 U3Si2燃料和铝基体的消耗。该过程导致燃料芯体几何结构的演化。根据弥散体中燃料的随机分布特点,作者采用蒙特卡罗方法发展了燃料芯体结构演化的模拟方法。每个颗粒的特性都可以用直径和位置来表示。芯体结构参数包括颗粒尺寸分布、制造状态下的燃料体积分数、反应层厚度、反应层体积、U3Si2燃料体积分数、铝体积分数、接触几率和颗粒相互连接分数。特别是对于制造状态下的燃料体积分数为 43%时,颗粒尺寸较好地服从正态分布。模拟了在 6 mm×6 mm×0.5 mm 的芯体体积中 13 000 个抽样颗粒的情况下,各芯体结构参数随反应层厚度从 0～16 μm 变化时的函数变化情况。     

锆基弥散微封装燃料等效传热系数数值模拟研究

为研究锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的等效传热系数,假定TRISO(三层各向同性)颗粒球在锆基体内呈现体心立方排布,通过ABAQUS软件,基于均匀化理论,建立了M3燃料等效传热系数的模拟方法。依据建立的模拟方法,对不同相体积M3燃料的等效传热系数进行了研究分析。模拟结果显示:等效传热系数会随着温度的升高而升高、随燃耗和相体积的增加而降低。     

弥散型核燃料热导率计算模型研究

The effective thermal conductivity (ETC) of dispersion fuels plays an important role in nuclear reactor safety analysis and fuel performance evaluation. In this study, based on the theory of porous body, considering the relativity of dispersion particle distributions, an ETC model of dispersion fuels was proposed and validated. The effect of porosity, fuel volume fraction and fuel-matrix thermal conductivity ratio on the ETC were investigated. The results show that the ETC decreases along with the increasing of fuel volume fraction and porosity; the higher the fuel-matrix thermal conductivity ratio is, the less the effect of fuel volume fraction on the ETC of dispersion fuel is.     

固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

等效导热系数（ETC）是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k_c、分散相导热系数k_d、分散相填充率ø、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型,但这些模型在预测固 固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性,因此,应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法,包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等,然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果,综合评价已有经验或理论模型,给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。     

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

由于三层各向同性(TRISO)颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型(D-EMT)计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

弥散燃料因具有燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好等优点而被广泛应用于新型核能系统设计中。然而,弥散燃料因其燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性给传统中子输运模拟方法带来了新挑战。基于弦长抽样法发展了弥散燃料蒙特卡罗中子输运计算方法和数值模拟程序,其可以实现弥散燃料的在线建模,充分考虑中子输运过程中燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性,快速获得准确可靠的中子输运模拟结果。利用数值例题对本文方法及程序开展了基准验证,证明了本文方法及程序在弥散燃料临界计算中的正确性。     

UO2-碳纳米管复合燃料导热性能研究

设计和制备了UO₂-碳纳米管（MWNTs）复合燃料芯块,研究了复合燃料的导热性能,分析了影响复合燃料热导率的关键因素。结果表明：复合燃料热导率主要与MWNTs的体积含量、界面和MWNTs的长径比有关。复合燃料的热导率随MWNTs体积含量的增加而升高,当体积含量超过10%时,提升效果进一步加强;界面对复合燃料的热导率影响显著,在1 521 ℃以上,UO₂会与MWNTs发生界面反应生成UC等界面相,阻碍了燃料热导率的提高。在1 450 ℃,热压烧结芯块的热导率提高25.65%,在1 650、1 700和1 750 ℃,无压烧结芯块的热导率分别提高了22.67%、20.32%和18.3%;复合燃料热导率随着MWNTs长径比的增大而升高,掺杂MWNTs的长径比分别为3×10³、5×10³、7×10³和9×10³时,燃料热导率分别提高了18.3%、19.93%、22.42%和25.09%。     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

The dispersion fuel is with the advantages of high burnup, strong ability of containing fission products and good thermal conductivity. It is widely used as an advanced fuel element in new types of nuclear reactors. However, the dispersion fuel element in which the fuel particles statistically distributed in the matrix material presents some new challenges for the conventional neutron transport simulation methods. In this paper, the Monte Carlo neutron transport simulation method based on the chord length sampling is developed. The method can realize the on-the-fly modeling of the dispersion fuel, in which the fuel particles are randomly distributed in the matrix material. The method can obtain neutron transport simulation results accurately and effectively. The method was verified with numerical benchmarks, which indicated the accuracy and reliability of the method in dealing with the dispersion fuels in criticality calculations.     

Neutronic performance comparation of MOX, nitride and metallic fuel based 25–100 MWe Pb–Bi cooled long life fast reactors without on-site refuelling

In this paper the performance of 25–100 MWe Pb–Bi cooled long life fast reactors based on three type of fuels: MOX, Nitride and Metal are compared and discussed. In general MOX fuel (UO₂–PuO₂) has lower atomic density compared to the nitride or metal fuel, but MOX fuel has some advantages such as higher Doppler coefficient, high melting point and availability. Nitride fuel has advantages such as high density, high thermal conductivity, and high melting point, but need N-15 to avoid C-14 problems.

The results show that nitride fuel as well as MOX fuel can be used to develop 25–100 MWe (75–300 MWth) Pb–Bi cooled long life reactors without on-site fuelling. The results show that nitride fuels have more superior neutronic characteristics compared to that of MOX fuel due to higher density. However, in the large power level both fuels can be easily applied. In lower power level the MOX fuel need higher fuel volume fraction to reach the comparable target of nitride fuelled cores.     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。     

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

TRISO (tri-structural isotropic) fuel particle consists of a fuel kernel in the center coated with four layers, with good fission product retention capability. The effective thermal conductivity of TRISO fuel particle is an important basis for calculating the effective thermal conductivity of dispersed fuels. In the present work, the theoretical model of the effective thermal conductivity of TRISO particle is built based on the theory of the effective thermal conductivity in multiphase solids in the framework of spherical coordinate and then the effective thermal conductivity of metal matrix microencapsulated fuel (M3) is analyzed combined with the Chiew-Glandt model which is the effective thermal conductivity model for solid-solid binary composite. The results show that the present model provides an excellent prediction of the thermal conductivity of TRISO particle. Finally the effective thermal conductivity of fully encapsulated fuel (FCM) is presented.     

Thermal hydraulic analysis of supercritical water reactor cooled by TiO2 nanofluid

Heat transfer study of nanofluids as coolant in SCWRs core has been performed at Helwan University. A thermal hydraulic code has been produced to study the effect of TiO₂ nanofluid water based as a coolant with comparison with pure water as a coolant. Various volume fractions of nanoparticles TiO₂ (2, 6 and 10%) were used in order to investigate its effects on reactor thermalhydraulic characteristics. Based on Parameters of a SCW Canadian Deuterium Uranium nuclear reactor (CANDU), the fuel assembly was modeled to study the effect of nanoparticles volume fraction on thermos-physical properties of basic fluid and the temperature distribution of fuel, cladding surface and coolant in axial direction. The theoretical results showed that the density, viscosity and thermal conductivity of the coolant increases with the increase of nanoparticles volume fraction, contrasting to specific heat, which decreases with the increase in nanoparticles volume fraction.