中国实验快堆一回路热工水力稳态计算程序开发

针对中国实验快堆(CEFR)的具体结构和稳态运行特点,利用Fortran语言开发了CEFR一回路热工水力稳态计算程序。重点开发了有关钠的多种物性的子程序、适应不同工况的钠的流动与换热计算子程序,并对关系式进行了对比分析,最后建立了稳态计算模型并开发了程序。在此基础上,对CEFR的一回路系统在满功率下的稳态热工水力特性进行了计算分析,所获得的结果同设计参数吻合,证明了所开发的子程序及稳态程序的正确性。     

中国实验快堆的安全特性

钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有固有安全性,同时也因钠是活泼的碱金属,也难免会有钠的泄漏、钠火和钠水反应等工业事故.本文介绍了中国实验快堆利用钠冷快堆的固有安全性,装设了单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非能动安全系统及完善的能动安全系统,其安全性达到了第Ⅳ代先进核能系统的安全要求.对于大型快堆,因其保...     

池式钠冷快堆电厂运行方案仿真研究

以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的功率调节系统模型并采用闭环控制来控制步进电机运行.基于这些模型构...     

对中国实验快堆旋塞环形空间自然对流的数值模拟

快中子增殖堆中有很多下端开口的环形空间,这些环形空间中氩气的自然对流使得环形空间的内外壁面产生非均匀的热应力,是快堆设计必须解决的问题.针对我国正在进行的快堆的设计要求,对我国第一座快堆(CEFR)环形空间的自然对流进行了数值模拟.模拟采用了LVEL紊流模型.计算结果可供CEFR设计参考.     

AMTEC转换空间堆系统负荷跟踪特性研究

研究了采用碱金属热电转换（AMTEC）、热管冷却的空间堆电源系统的负荷跟踪特性。分析了外部负载电阻及冷热端温度对模块化AMTEC性能的影响,利用TAPIRS程序分析了AMTEC转换空间堆系统在负载需求变化下的瞬态响应以及系统负荷跟踪特性。结果表明:随着外部负载电阻的增大,AMTEC热电转换效率及输出电功率都先增大到最大值,然后逐渐减小,存在临界外部负载电阻值使得AMTEC热电转换效率和输出电功率达到最大,但这2个临界值不相等;虽然空间堆具有负荷跟踪特性,但系统的固有负荷跟踪特性仅在大于临界外部负载电阻值时存在,当小于此外部负载电阻值时,空间堆系统表现为非负荷跟踪特性。      

热离子空间堆电源负荷跟踪特性研究

为分析热离子空间堆电源负荷跟踪运行特性,本研究采用可复用的层次化组件模型的Fortran语言建立热离子空间堆TOPAZ-II系统程序。分析了铯蒸汽压力和电极间隙对输出电功率的影响,利用堆芯反应性反馈和外部负载电阻协同控制的方法,分析不同载荷变化下热离子空间堆电源在轨运行的负荷跟踪运行特性。结果表明对于稳态电功率为5.5 kW的工况,电功率在0.95～7.25 kW之间变化时,慢化剂温度不会发生明显变化,此时堆芯具有自稳特性;超过这个范围,堆芯则失去自稳特性,这与慢化剂的正温度反应性反馈密切相关。     

一体化快堆的内增殖性能研究

为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期,一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系,研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明,棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖,为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡,而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解,一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。     

CEFR组件替换反应性价值试验测量与计算分析

组件替换反应性价值定义为测量位置组件替换成相应组件时引入的反应性变化。中国实验快堆物理启动试验中组件替换反应性价值测量试验方案中,试验测量了8个典型位置,其中6个位置为燃料组件替换成不锈钢组件,另外两个为不锈钢组件替换成燃料组件。测量结果显示,燃料组件替换反应性价值由内至外依次减少,内圈燃料组件替换反应性价值约-980 pcm,外圈燃料组件替换反应性价值约-470 pcm,补偿棒棒组测量和单根补偿棒测量的结果差别微小。使用CITATION程序对试验方案进行了理论计算,结果表明,计算结果与实验值符合良好,检验了CITATION程序的工程设计实用性。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

COMMEN程序燃料元件精细模型的开发和验证

COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯严重事故分析程序,包含了热工水力学模块、结构模块以及中子学模块。本文介绍COMMEN程序的燃料元件精细模型,该模型对燃料芯块内部节点进行划分,从而详细描述了燃料元件棒的径向温度分布。使用含有燃料元件精细模型的COMMEN程序从反应性反馈方面对中国实验快堆的UTOP（无保护超功率）事故进行计算分析,并将SAS4A程序和COMMEN程序的计算结果进行对比验证。结果显示,燃料元件精细模型计算的燃料温度与SAS4A程序的计算结果符合很好,开发的COMMEN程序适用于UTOP事故分析。     

Analysis of fuel subassembly innerduct configurational effects on the core characteristics and power distribution of a sodium-cooled fast breeder reactor

The power distribution and core characteristics in various configurations of fuel subassemblies with an innerduct structure in the Japan sodium-cooled fast reactor were evaluated using a Monte Carlo code for neutron transport and burnup calculation. The correlation between the fraction of fuel subassemblies facing outward and the degree of power increase at the core center was observed regardless of the compositions. This indicated that the spatial fissile distribution caused by innerduct configurations was the major factor of the difference in the power distribution. A power increase was also found in an off-center region, and it tended to be greater than that at the core center because of the steep gradient of neutron flux intensity. The differences in the worth of control rods caused by the innerduct configurations were confirmed.     

Comparison and sensitivity analysis of the core characteristics of a sodium-cooled fast breeder reactor with 750 MWe output evaluated by JENDL-4.0 and ADJ2000R

Core characteristics of a sodium-cooled fast breeder reactor (FBR) with 750 MWe output using highly decontaminated uranium and plutonium and highly minor-actinide-containing compositions were evaluated using the fast reactor cross-section set generated by the new Japanese nuclear data library JENDL-4.0. The core characteristics were compared with those obtained using the unified cross-section set ADJ2000R in order to investigate the differences between both the results. The effects on the core characteristics caused by the differences in the nuclear data of important reactions and nuclides in the cross-section sets were analyzed by a burnup sensitivity analysis. It was confirmed that adopting JENDL-4.0 to the FBR core design improves the breeding ratio, the burnup reactivity, and the reactivity control balance, because of the differences in the capture cross-sections of U-238 and Pu-239 of both the libraries. The difference in the sodium void reactivity evaluated with both the libraries was less than 1% because the increase caused by the differences in the elastic scattering cross-sections of sodium, the inelastic scattering cross-section, and the μ-average value of U-238 was practically cancelled out by the decrease caused by the differences in the capture cross-sections of Pu-239, the inelastic scattering cross-section of iron, and the capture cross-sections of Am-241.     

钠冷快堆六角形组件换热特性分析

钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中,会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值,本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化,简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析,结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中,辐射换热具有重要的影响,实验工况下辐射换热占总换热量的36%～57%。     

SARAX程序系统在钠冷快堆瞬态分析中的应用

无保护事故下的瞬态分析是钠冷快堆安全分析的重要内容。基于OECD/NEA发布的MOX-3600和MET-1000基准题,本文利用SARAX程序系统对不同钠冷快堆进行了瞬态计算,分析了堆内各种反应性反馈效应,并计算了无保护失流(ULOF)事故和无保护超功率运行(UTOP)事故下燃料温度和冷却剂温度的变化。计算结果表明：SARAX程序系统在快堆瞬态分析中可给出合理的参数预测结果;ULOF事故对于钠冷快堆是更为严重的事故瞬态,会导致堆内的钠沸腾进而发生严重事故。     

钠冷快堆中间回路建模仿真及流量控制研究

针对钠冷快堆中间回路泵、管道、换热器等,采用Matlab/Simulink软件建立了一种仿真模型,对回路的流量和管道换热进行了计算。根据相似理论、泵水力特性曲线及回路压力损失等计算流量。编制了SFAC V1.0程序,该程序的计算结果与实验值符合较好,最大相对误差为5%。将管道划分为不同节段,在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了管道换热计算的模型。同时,对钠流量的控制方式进行了设计和改进,对控制参数进行了整定,并对流量需求进行了计算。计算结果表明,该控制方式的控制品质较高。     

CEFR全量程周期保护功能的优化研究

为解决中国实验快堆（CEFR）核测量系统调试过程中出现的短周期误报警问题,本文结合CEFR核测量系统设计的特点,通过系统分析及理论计算,对CEFR核测量系统全量程周期保护功能进行了优化研究。同时,利用Matlab/Simulink仿真软件对系统进行仿真,仿真结果表明优化方案是准确可行的。     

CEFR冷阱结构设计改进及热工水力分析

冷阱是中国实验快堆（CEFR）运行过程中的重要设备之一,在净化反应堆系统中的冷却剂钠、保证反应堆安全稳定运行等方面起着重要作用。而目前CEFR现有冷阱在使用过程中存在着杂质沉降效率低,易造成冷阱堵塞而使冷阱更换频繁等问题,对CEFR的长期稳定运行非常不利。分析冷阱出现的问题,可能有两方面原因：一是钠在冷阱中的流动路径不合理,易造成区域的堵塞;二是在丝网密度和布置方面,没有采用分区布置也容易使杂质沉积在外层而堵塞流道。针对这两方面的原因,本文提出了现有冷阱的改进方案,从结构设计和水力学两方面来改善冷阱内钠中杂质的沉降模式,达到延长冷阱运行寿命的目的。改进方案主要是将丝网区内筒孔封闭约1/3,并在丝网上部支撑板上开两排导流孔,以改进流场;同时将丝网分成上、中、下3个区域布置,每个区域的丝网采用不同的密度,以满足杂质从冷阱底部开始逐渐沉积的要求。通过对该方案三维建模与数值分析,并与CEFR现有冷阱的分析结果进行比较发现,改进冷阱流场分布更为合理,丝网的布置也更能符合杂质沉积的要求,后续将与CEFR的实际运行工况做进一步的比较研究。