PHEBUS FPT0~FPT2实验堆芯降级过程数值模拟

严重事故下,由于堆芯冷却剂丧失引起的堆芯裸露、过热和熔化过程对后期安全壳完整性、裂变产物行为等具有重要影响。法国辐射防护与核安全研究所主导的PHEBUS-FP研究项目旨在研究轻水堆严重事故下堆芯降级过程以及裂变产物行为。本文使用ATHLET-CD程序对PHEBUS-FP中的FPT0、FPT1和FPT2进行建模计算,主要分析堆芯过热,包壳氧化,堆内材料熔化、迁移及再定位过程。计算结果表明：不同蒸汽流量、不同加热功率将导致不同堆芯降级进程,在趋势上计算值与实验值吻合;模型的限制导致了部分计算值的偏差,本文讨论了包壳氧化与燃料再定位现象中的模型参数。     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物近场扩散的数值模拟

气载放射性流出物在近场范围内的扩散是核设施环境影响评价研究的重要内容之一,传统的高斯模型由于受到复杂建筑物的影响导致计算结果偏差比较大,不宜用于近场扩散的数值模拟。本文采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法以2 MW液态钍基熔盐实验堆的拟定场址为研究对象,开展放射性气态流出物在近场范围内分布规律的研究,分析风速、烟囱高度、风向等参数对气态流出物大气弥散因子分布的影响。结果表明,对于高架排放,由烟羽抬升的影响使得风速越大近场范围的放射性核素大气弥散因子越高;在下风向建筑群迎风侧均易出现放射性核素集聚区,烟囱高度越低集聚现象越明显。本研究的结果可为熔盐堆场区辐射环境影响评价及建筑物的布局、核应急提供参考依据。     

应用MELCOR对FPT1棒束失效过程的模拟分析

应用MELCOR1.8.6程序对严重事故试验PHEBUS-FPT1进行了模拟分析.通过对棒束毁损过程中涉及的燃料棒过热、锆水反应、裂变产物释放和迁移、燃料熔融坍塌等现象和机理的建模计算,得到的结果和趋势与试验测量值进行了比较分析.分析结果表明:计算得到的棒束失效过程中发生重要事件与试验值较吻合;表征严重事故过程的重要现象--锫水反应所产生的氢气趋势,计算值与试验值比较一致;棒束栅元单一控制体划分,会使得计算得到的燃料峰值温度等表征严重事故来临时间晚于试验值;用CORSOR-M模型预测得到的大部分裂变产物核素释放总量要低于试验测量值,并且该模型较高的估计了氧化热对Xe、Cs、I、Te等易挥发核素释放的影响.     

UO2核芯还原炉设计模拟研究

以N-S方程和k-ε湍流模型为基础,针对UO₂核芯颗粒制备过程中的焙烧还原炉设备,采用计算流体力学方法模拟考察了南非和国内正在使用的两种还原炉体设计及入流速度对内部流场的影响。从模拟结果中可发现,两种炉体设计均无法实现气流在轴向上的均匀分布,而是呈现出炉体顶部气量大、底部气量小的分布状态,这是导致颗粒还原不均匀的原因之一,且这种不均匀性随气速增加变化不大。在分析轴向压力变化影响径向气流分布的基础上对还原炉体进行了改进,提出了一种新型设计,模拟结果证实改进后的炉体设计能够实现径向气流在轴向上更为均匀的分布,因而可推定该新型炉体设计可使炉内不同轴向高度处的颗粒还原更加均匀。     

导管中冷中子传输过程的数值模拟

中子导管是利用中子全反射原理将中子束以很小的传输损失传递到远离中子源处的物理装置。利用蒙特卡罗方法模拟中子在导管中输运过程,在中子导管的设计和实验应用中可发挥重要作用。某座反应堆上正建设包括有3束导管的冷中子导管系统,以蒙特卡罗方法为基础,开发出该导管系统的数值模拟程序,并利用该程序计算得到该导管各个输出口的中子注量率及能谱分布,为布置在导管周围的中子散射谱仪和其它应用装置的设计提供了必要的输入条件。     

电子束辐照钻石热传导过程的数值模拟

应用Matlab程序，对钻石内部和边界采用不同的差分迭代格式，计算模拟了其中的热传导过程。数值计算结果，所用方法与PDE工具箱的计算精度相当，但计算时间明显缩短。同时讨论了辐照时间、吸收剂量率、环境温度等因素对于钻石内部温度分布的影响，这对于钻石的辐照工艺具有重要意义。     

UO_2核芯制备过程中分散滴球喷嘴内流动均匀性模拟研究

运用计算流体动力学(CFD)方法模拟了UO2核芯颗粒制备过程中分散滴球步骤涉及的喷嘴腔体内部流场,特别对每个喷头出口的流量通量均匀性进行分析研究。系统考察实际生产过程中可能影响喷头流量通量均匀性的4种可能性因素:入流方向、喷孔的分布位置、喷孔的水平度和喷孔的大小。从模拟结果中可以发现,喷孔的大小是相对最关键因素,是导致颗粒尺寸不均匀的主要原因之一,在实际生产制作中要尤其关注喷头孔径的加工尺寸。流动方程理论验证了上述模拟结果的正确性。     

高温颗粒落入水中瞬态过程的数值模拟

以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础提出了一个高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态理论模型.由于高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态复杂性,利用适合于求解大条件数的Gear算法对该模型进行了数值模拟.求解过程中采用自适应技术处理高温颗粒在冷却剂中运动时周围蒸汽膜不断变动的动边界问题,得到高温颗粒下落速度的理论计算值,并与实验值进行比较,得到了蒸汽膜的温度、厚度以及作用力等瞬态数值模拟结果.     

严重事故中碎片床形成过程的数值模拟

采用改进的离散要素法(DEM)对严重事故中碎片床的形成过程进行二维数值模拟。针对传统的DEM模型中计算系数选取困难的问题,围绕时间步长对计算参数重新进行推导和组合,改进后的DEM能大大提高应用的效率。通过与一系列的实验在颗粒扩散角度、颗粒下落时间、形成碎片床的形状方面的系统对比,验证了模拟程序的有效性。     

离心机流场非稳态过程的初步数值模拟

摘要：从非稳态线性离心机流场运动方程出发，利用有限体积法，采用交错网格得到离散方程。通过数值求解得到了存在温度驱动情况下，离心机内形成小扰动流场的过程。从形成小扰动流场的非稳态过程可以看出扰动流场在开始和稳定阶段的影响因素不同，从温度引起的轴向压强的不平衡引起流动逐渐过渡到压强分布不同而引起的轴向环流。数值模拟为更好地研究离心机内流场的非稳态过程提供了依据。     

日本文殊原型快堆堆芯出口腔室热分层现象数值模拟

本文利用商业CFD程序STAR-CCM+,采用合理的网格生成技术及物理模型,对日本文殊原型快堆堆芯出口腔室建立近似1∶1的模型,模拟分析40%额定功率停堆过程中堆芯出口腔室的瞬态工况,获得腔室内较为完整的热分层进程。结果表明：停堆2 min后腔室内出现稳定热分层现象;10～21 min时热分层通过上升桶桶顶位置;10～140 min热分层处于上升筒顶端位置附近期间,腔室内流型不稳定;140 min后热分层完全处于上升桶顶,桶内流型稳定且接近于停堆前。模拟结果与实验数据对比表明,停堆初期4 min内两者符合较好,表明本文模拟方法适用于停堆工况堆芯出口腔室热分层进程模拟;之后模拟进程明显快于实验,分析其偏差主要来自模拟边界及结构与实际的差异。     

离子引出过程的实验与数值模拟的比较

研究了原子蒸汽激光同位素分离器中离子的引出过程，将阴极离子流随时间的变化，离子引出时间受外电场和等离子密度的影响以及离子密度分布的变化等实验结果与数值模拟结果进行了比较，两者符合得较好，从实验上验证了２－Ｄ离子引出理论模型有较好的适用性。     

高温堆燃料元件气动力提升过程的数值模拟

为研究高温气冷堆中燃料球的气动力提升过程,本文采用三维计算流体力学数值模拟与三自由度动力学仿真解耦的方法对燃料球的运动轨迹进行了模拟。通过计算流体力学方法计算了燃料球在提升管内所受的气动力,运用三自由度动力学仿真给出了燃料球在输送管道内的运动轨迹。将数值模拟的运动轨迹与实验测量的结果进行对比发现,本文数值模拟可准确地预测燃料球的运动轨迹和碰撞次数,与实验结果相符。这表明本文方法可用于模拟高温堆燃料球的气动力提升过程。     

单片式核燃料板轧制过程的数值模拟研究

针对UMo合金单片式核燃料板锆合金包壳材料应变率相关的力学本构关系,推导出其三维应力更新算法,相应地编写了定义其本构关系的VUMAT子程序并验证了程序的正确性;建立了对UMo合金单片式板元件的框架轧制过程进行计算模拟的有限元模型;利用显式动力有限元法,计算分析了复合坯内部的变形以及接触压强在轧制过程中的演化规律。研究结果表明,利用VUMAT用户材料子程序能方便正确地定义材料应变率相关的本构关系;燃料芯体与盖板之间的轧制接触压力随时间而演化,在靠近宽度方向的对称面处具有最大的接触压力。本研究为优化UMo合金单片式核燃料板的制造工艺参数提供了理论基础和计算手段。     

基于扩散界面法的较大气泡上升过程数值模拟

基于扩散界面法和有限元法,对较大气泡在上升阶段的形态和速度进行了模拟,结果与实验吻合较好,说明该方法能准确地模拟气泡的运动特性。利用该模型,对初始直径不同的较大气泡上升过程中的形态、速度和振荡随时间变化的规律进行了分析。并分析了14mm直径的气泡在不同尺寸通道中上升过程的形态、速度的变化规律。结果表明:气泡的稳定形态随着气泡初始直径的增大由椭球形变为球帽形,且达到稳定形状的时间更长。气泡初始直径越大,气泡的顶端速度越快,并稍有波动。而气泡的底端速度开始快速增大使气泡向内凹陷,随后回落并在气泡顶端速度上下振荡。气泡上升通道越窄,气泡达到稳定形态的时间越长,顶端速度越小,气泡的高宽比越大。     

非能动安全壳冷却系统水箱低温环境散热过程数值模拟研究

三代核电技术AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)用于事故情况下安全壳的降压和反应堆余热导出。PCS可能面临的一个安全风险是其水箱(PCSWST)在严寒环境下长时间失去加热可能导致的冻结。通过多物理场耦合的数值模拟方法对严寒条件下PCSWST的散热过程进行分析,对其冻结风险进行评估,并就水箱保温设计提出建议。     

堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。     

强流脉冲电子束表层改性过程的三维温度场数值模拟

采用了柱坐标系下的轴对称(三维简化)温度场模型,对低能(1～6J·cm-2)、强流(10～40kA·cm-2)、短脉冲(1～6μs)电子束辐照靶材过程中的温度场演化进行了数值模拟.结果表明,靶材经强流脉冲电子束轰击后,亚表层(深度0.12～0.24μm,径向0～0.13cm范围内)首先完成固液相变,熔体迅速突破外表层,形成火山坑;随后熔化层迅速扩大到深度0.99μm,径向约2.01cm范围内;辐照过程中的升降温速率达108～109K·s-1.随后的试验结果显示,重熔层深度约为1～2μm,辐照边界出现明显的过渡区,表层晶粒得到细化,这与模拟结果吻合.     

2m加速管冷却系统的数值模拟和优化设计

描述了利用工程设计分析软件I-DEAS对高功率直线加速管的冷却系统进行的CAD分析研究过程.通过对不同冷却条件下加速管温度场、冷却系统的冷却效果进行的数值模拟分析对比,实现了对加速管冷却系统的优化设计.这可为类似的高功率直线加速器的设计提供参考.