快堆堆芯水平抗震分析的单组件初步分析

快堆堆芯抗震分析是堆芯设计的重要组成部分，它将为堆芯在地震作用下的结构完整性评价和堆芯反应性变化分析提供必要的数据，同时为控制棒的可插入性评价提供参考。本文采用日本有限元程序FINAS，以中国实验快堆为例，对快堆堆芯水平抗震的计算方法和模型进行了研究，完成了单组件预分析，其中包括模态分析、自由振动分析和与刚性墙壁的碰撞分析，为堆芯多组件水平抗震分析作好了准备。     

采用变化附加阻尼的快堆堆芯组件抗震分析方法的研究

对快堆堆芯组件进行的抗震分析需要考虑冷却剂与堆芯组件之间的流固耦合作用。在之前的分析中,大多数人将流体附加阻尼处理为定值。实际上冷却剂对组件的作用还随着组件间的间隙变化而变化,其带来的附加阻尼应为变量。为更准确地模拟堆芯组件的振动,本文采用变化附加阻尼对快堆堆芯组件的抗震分析方法进行了研究。建立了快堆堆芯单排（5根）堆芯组件的抗震分析计算模型,对该模型进行了附加阻尼为定值和随间隙变化两种情况下的抗震分析,结果显示了考虑变化附加阻尼的堆芯组件抗震分析方法的可行性与有效性。本文所使用的模拟方法更为贴近堆芯组件的振动情况,为更为真实地模拟快堆堆芯组件的地震响应打下基础,这也有助于减少结构设计的保守性,具有一定的工程价值。     

脉冲堆堆芯结构抗震分析

脉冲堆堆芯结构类似于圆柱形刚性块体,由一铝质支撑简体支承。根据结构特点,我们分别采用刚体模型和有限元模型进行了响应分析,并将其结果作了比较。动态特性实验研究表明,分析结果是可靠的,采用刚体模型处理脉冲堆堆芯结构这种类型的结构是一种行之有效的方法。最后对关键部位作出了安全评价。     

中国实验快堆堆芯出口温度脉动的数值分析

采用CFD软件Star CCM+对中国实验快堆（CEFR）堆芯出口区域的温度脉动现象进行了数值分析。计算中建立了1/4堆芯出口区域模型,采用额定工况下的堆芯出口温度、流量等边界条件,利用LES方法对该问题进行了计算,经分析得出：CEFR功率运行时堆芯出口区域下部的温度脉动主要集中在边缘组件（钢组件、调节棒组件）上方区,出口区域上部的温度脉动在各组件上方区均很显著。最大脉动振幅为19 K,显著脉动频率在5 Hz以下,属于典型的低频脉动。所得结论对下一步实验工作具有积极的指导意义。     

基于CSA算法的快堆堆芯燃料管理研究

CSA(Character Statistic Algorithm)算法是由清华大学核研院研究开发的特征统计算法,目前已可用于压水堆的堆芯燃料管理。采用CSA优化算法结合快堆堆芯计算程序HNDB,对快堆的平衡循环换料进行优化,计算结果说明CSA算法可以很好地用于快堆的平衡循环换料,可为快堆堆芯燃料管理程序的开发提供借鉴。     

中国实验快堆堆芯出口区域温度监测点布置计算验证

借助通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆堆芯出口区域进行稳态热工数值模拟。利用模拟计算结果,对堆芯出口钠温监测点布置的合理性及对燃料组件内发生局部堵流监测的可行性进行了研究。结果表明：这些检测点的布置位置是合理的;应用这些监测点监测组件堵流是可行的。     

液态金属冷却快堆堆芯物理分析软件LoongSARAX的验证与确认

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室自主开发的先进反应堆中子学分析计算系统。在此基础上,西安交通大学针对液态金属冷却快堆的堆芯物理工程设计与安全审评,定制开发了LoongSARAX。为了实现LoongSARAX的工程应用,规范性、系统性的验证与确认是该过程的重要一环。为此,本文针对LoongSARAX验证与确认研究,在搜集整理国际上关于液态金属冷却快堆物理计算基准题的基础上,建立了其验证与确认矩阵,并将程序分成不同模块,分别进行了模块验证、子系统验证和系统确认,范围涵盖冷却剂为钠和铅的快堆,如JOYO、ZPPR17A等。程序验证与确认表明LoongSARAX程序对于液态金属冷却快堆具有较高的计算精度,同时针对中国实验快堆(CEFR)开展了不确定度量化研究。结果表明,在99%置信度下,有效增殖因数计算结果的不确定度有90%的概率落在[-389 pcm, 300 pcm]以内。     

快堆堆芯组件抗震分析方法研究

快堆堆芯组件的抗震安全评价是国家核安全局审评的重要内容,也是中国实验快堆(CEFR)取得装料许可证的必要条件之一.本文使用有限元分析软件CAST3M[1],首先对堆芯单排组件在空气中及液钠中进行抗震响应分析,经比较可以看出,考虑流固耦合作用对计算结果的影响非常显著.在此基础上,对液钠及组件进行单独建模,考虑流固耦合的作...     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一,也是我国科技重大专项支持研发的新堆型,其石墨堆芯支承结构是散体结构,在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同,表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上,设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究,分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据,与模型试验结果进行了对比,得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大;石墨砖的位置越高,其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得,高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。     

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。     

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。     

Core Modification to Improve Irradiation Efficiency of the Experimental Fast Reactor Joyo

Core modification has been investigated to further increase the core burnup and to improve the irradiation efficiency of the experimental fast reactor Joyo. This modification enables the core to accommodate more irradiation test subassemblies that have lower fissile material contents compared with the driver fuel. The design calculations showed that the replacement of the radial reflector elements made of stainless steel with those made of zirconium alloy or nickel-based alloy is effective in improving neutron efficiency. The irradiation test capacity can be increased by reducing the number of control rods based on a reevaluation of the design margin in the control rod worth calculation. The design calculation results show that these modifications, without any change in fuel specification, will be useful for conserving driver fuels and enhancing the irradiation capability of Joyo.     

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。     

考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺为1∶25（大）和1∶50（小）两个缩比试验模型。为验证上述理论方法的有效性,对这两个模型进行了地震动力学数值模拟,并比较了大模型和小模型的模拟结果。比较结果表明,大、小模型的地震动响应参数比值满足推导得到的理论准则,从而通过数值试验方法验证了上述模化方法的有效性。该模化方法可为快堆堆本体抗震试验提供理论依据。     

不对称工况对池式钠冷快堆堆芯入口温度的影响

对于池式钠冷快堆,堆芯入口温度是重要的热工参数之一,电厂设计过程中堆芯入口温度的确定受多种因素制约,其中包括不同电厂工况的影响。不对称工况是一种典型的电厂工况,本文以600 MW两环路设计的池式钠冷快堆为研究对象,采用钠冷快堆系统分析程序分析不对称工况对堆芯入口温度的影响。研究结果表明,在所分析的不对称工况下,冷池温度会出现明显的不对称现象,且其中1个环路的冷池温度明显上升。通过分析可知,作为电厂的重要热工参数,在不对称工况下,堆芯入口温度变化的影响主要体现在对冷池内设备的影响上,对电厂整体功能和性能有所影响但不构成该工况下影响电厂功能和性能的关键因素。     

超临界水冷快堆增殖因子敏感性初步研究

从长远观点来看,超临界水冷快堆（SCFWR）的增殖性能是一个重要问题,由于超临界水堆中冷却剂密度仅相当于当前沸水堆（BWR）的1/3,加之稠密性栅格布置,SCFWR具有增殖的潜力。为了探究SCFWR的增殖性问题,利用基于多群三维细网有限差分中子扩散方程的堆芯核计算方法,设计不同的算例,分别计算了堆芯冷却剂流型、不锈钢和ZrH_1.7的利用、堆型布置、棒径大小、MOX燃料中PuO₂的份额、堆芯燃耗深度及堆芯尺寸等因素对SCFWR增殖性能的影响。计算结果表明,增大堆芯转换比的途径有：采用对流式流型、加入ZrH_1.7层、采用合适的堆芯布置、增加棒径、提高MOX燃料中PuO₂的份额及增大堆芯尺寸而减少中子泄漏等。从而为提高SCFWR的转换比提供了可参考的依据路线。     

Seismic Response of High Temperature Gas-Cooled Reactor Core with Block-Typed Fuel, (V)

An analytical method for the seismic response of the two-dimensional horizontal slice core model of a high temperature gas-cooled reactor core with block-type fuel has been developed. In the analytical method, blocks are modeled as rigid bodies and a spring dashpot model is used for the collision process between blocks. Analytical results are compared with experimental ones and both are found to be in good agreement. The analytical method can be used to predict the behavior of the high temperature gas-cooled reactor core under seismic excitation.     

Development of System Code FR-Sdaso for Sodium cooled Fast Reactor

To solve actual problems in the accident analysis and working condition design of the 600 MW demenstration fast reactor (CFR600), the sodium-cooled fast reactor (SFR) system code FR-Sdaso was developed, which could be used to model the reactor core, primary system, secondary system, tertiary system, quadruple system and the decay heat removal system of the SFR. The physical models can be divided into three categories: The models for nuclear island equipment including point reactor model, single-channel core thermal model, multi-zone sodium pool model and four-zone steam generator model, etc., the lump parameter models for conventional island equipment, including turbine, condenser, feed water heater, deaerator, etc., and the general models for pump, valve, pipe and control volume. Preliminary V&V work for FR-Sdaso was conducted, and the results show that FR-Sdaso can be used to analyze the transient conditions of the whole plant and typical SFR accidents such as overpower, loss of flow, and loss of heat sink. FR-Sdaso was used in the design and safety analysis of the CFR600.