堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。     

稳态堆芯多物理耦合系统CSSS V1.0的研发

充分考虑反应堆堆芯中子学物理、热工水力、燃料等专业的相互耦合过程,将先进节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料棒性能分析软件FUPAC V1.1进行集成耦合,得到稳态堆芯多物理耦合模拟设计分析系统CSSS V1.0,可计算典型压水堆的稳态运行物理、热工、燃料等专业参数。通过NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算,CSSS V1.0系统的计算结果与国际基准PARCS程序总体符合较好。     

稳态堆芯多物理耦合系统CSSS V1.0的研发

充分考虑反应堆堆芯中子学物理、热工水力、燃料等专业的相互耦合过程,将先进节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料棒性能分析软件FUPAC V1.1进行集成耦合,得到稳态堆芯多物理耦合模拟设计分析系统CSSS V1.0,可计算典型压水堆的稳态运行物理、热工、燃料等专业参数。通过NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算,CSSS V1.0系统的计算结果与国际基准PARCS程序总体符合较好。     

螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究

螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。在热工水力方面,基于自研仪器实现了交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料周期长的特点。     

钠冷行波堆和驻波堆堆芯特性对比分析

采用自开发的MCNP-ORIGEN耦合程序MCORE对所设计的钠冷行波堆和驻波堆开展中子学和燃耗分析;基于MCORE获得的功率分布,采用自开发的钠冷快堆堆芯稳态热工水力分析程序SAST对钠冷行波堆和驻波堆堆芯开展热工水力分析。对比钠冷行波堆和驻波堆的堆芯物理特性和热工水力特性,结果表明：驻波堆在燃耗、最高包壳和燃料芯块温度方面具有优势,而行波堆在反应性波动和堆芯冷却剂出口温度均匀性方面具有优势。     

SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。     

固态钍基熔盐堆堆芯物理参数计算

针对中国科学院设计的2 MW固态钍基熔盐堆(TMSR-SF)堆芯,采用蒙特卡罗程序MCNP精确描述堆芯TRISO包覆燃料颗粒、燃料球排布,建立了包含燃料元件、熔盐冷却剂、石墨反射层、中心石墨通道、控制棒及反射层通道的三维全堆芯模型,计算了TMSR-SF初始有效增殖因数、中子能谱、功率分布、控制系统价值、停堆裕量、反应性系数、中子动力学参数等堆芯物理参数,为TMSR-SF的物理优化及热工安全分析提供必要的参数。     

数值反应堆堆芯通道级三维热工水力程序CorTAF开发及初步验证

堆芯是核动力系统的核心部件,其完整性是反应堆安全运行的重要前提。传统核反应堆堆芯热工水力分析方法无法满足未来先进核动力系统的高精度模拟需求。本文依托开源CFD平台OpenFOAM,针对压水堆堆芯棒束结构特点建立了冷却剂流动换热模型、燃料棒导热模型和耦合换热模型,开发了一套基于有限体积法的压水堆全堆芯通道级热工水力特性分析程序CorTAF。选取GE3×3、Weiss和PNL2×6燃料组件流动换热实验开展模型验证,计算结果与实验数据基本符合,表明该程序适用于棒束燃料组件内冷却剂流动换热特性预测。本工作对压水堆堆芯安全分析工具开发具有参考和借鉴意义。     

小型轻量化铅铋反应堆燃料组件几何结构研究

燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明：相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。     

环形燃料混合堆芯横向流动特性数值模拟研究

环形燃料混合堆芯横向流动特性对原堆芯的热工安全具有重要影响。本文基于计算流体力学(CFD)方法建立了3×3环形燃料混合堆芯，通过计算混合堆芯的速度场、局部阻力特性与各组件的出入口流量守恒性，对环形燃料与原堆芯燃料之间的横向流动进行了评价。结果表明，当环形燃料与原堆芯燃料轴向各处阻力一致时，原堆芯燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于0.8%,环形燃料出入口冷却剂流量相对偏差小于1.8%,混合堆芯各格架段无显著横向流动。     

纸张的电子束辐照效应研究

为确证电子束辐照邮件的可行性,寻找辐照纸张时可保证品种等级的剂量范围,用不同剂量电子束照射新闻纸、复印纸、牛皮纸、书写纸、照片等几种常用的纸张,测定了纸张的定量、白度、撕裂度、抗张强度、耐折度、色差等物理性能发生的变化,并对辐照效应的机理进行了研究.结果分析表明,20-30 kGy的邮件辐照灭菌剂量对上述性能影响小于25%.     

水流速度对锶迁移影响的实验研究

分别采用不饱水和饱水黄土土柱对稳定元素锶的迁移进行了示踪实验，结果发现，锶在两类未扰动土柱中的延迟系数可以很好地衔接。对锶的延迟系数进行研究的结果表明：无论在不饱水土柱还是饱水土柱，锶在黄土中的延迟系数Rd不是常数，而随水流速度的增加而增大；无论按峰位还是按质心位置计算，单位喷淋强度下锶的迁移速度随水的喷淋强度的增加而减小。这表明，为了描述锶在黄土中的迁移，使用平衡吸附模式是不合适的。     

金属铀表面铝薄膜生长行为的XPS研究

在室温、超高真空条件下,采用Ar离子溅射沉积的方法在清洁金属铀表面沉积铝薄膜,并利用X射线光电子能谱分析技术原位观察铝薄膜的生长行为.结果表明,在薄膜生长过程中,铀铝界面存在较明显的互扩散行为,同时发生一定程度的相互作用,生成金属间化合物UAlx,导致铀、铝XPS特征谱发生明显变化.铀铝间的互扩散导致U 4f谱在380.4、392.7和404.2 eV处出现新的能量损失峰;而铀铝金属间化合物的生成导致Al 2p XPS谱峰向低能端偏移0.2 eV.随沉积时间的增加,能量损失峰强度逐渐增强,Al 2p峰逐渐向金属Al特征峰位置偏移,说明随铝沉积量的增加,铀铝间的扩散行为增强,铀铝相互作用生成的金属间化合物组分并非单一.在沉积过程中,铝薄膜以岛状方式生长.     

温度-功率曲线对机械补偿控制策略运行影响研究

以秦山第二核电厂反应堆为研究对象,研究了不同反应堆温度-功率曲线对机械控制补偿(MSHIM)运行策略的影响。结果表明,通过对反应堆温度-功率曲线的优化,可以缩减负荷跟踪过程中对控制棒的移动范围,进而支持幅度更大的MSHIM负荷跟踪。     

钙-铀-碳酸络合物对红土吸附铀性能的影响

采用静态实验法研究了钙-铀-碳酸络合物对红土吸附铀性能的影响。结果表明:溶液的pH值、总碳酸和钙离子浓度增大会抑制红土对铀的吸附,当pH=7.0,红土投加量为1g/L,钙离子、总碳酸根和初始铀浓度分别为0.4mmol/L、3.8mmol/L和50mg/L时,红土对铀的最大吸附容量约为4.20mg/g。铀在红土上的吸附形态为UO2(CO3)2-2、UO2(CO3)4-3和UO2CO3(aq)。利用铀-碳酸络合物总量c(UCO3)T可预测红土吸附铀的容量qe,c(U-CO3)T与qe呈非线性关系,其方程为qe=18.2(c(UO2+2)·c(CO2-3)(K1+K2c(CO2-3)+K3c2(CO2-3)))0.36。该研究成果可为铀污染土壤的修复和治理提供技术和理论参考。     

基于ALOHA的有毒有害气体泄漏对主控室可居留性影响研究

以国内某核电项目为依托，根据美国核安全管理导则Regulatory Guide 1.78-Evaluating the Habitability of a?Nuclear Power Plant Control Room During a?Postulated Hazardous Chemical Release（RG1.78）评估原则，梳理并筛选核电厂中符合要求的化学品，利用ALOHA软件计算发生泄漏后进入主控室的有毒有害气体浓度，评估泄漏后对主控室可居留性影响。从模拟结果看，由于核电厂核岛厂房为封闭设计，主控室通风口位于核岛厂房内部，当发生有毒有害气体泄漏时，主控室通风口处的有毒气体浓度低于毒性限值，不会对主控室可居留性造成重大影响。      

摇摆条件对湍流流动特性的影响

利用Fluent软件对摇摆条件下矩形管内的湍流流体进行理论分析,分析了多种湍流模型和多个参数对流动特性的影响。在摇摆条件下,矩形管中心区域速度分布趋于均匀化,但壁面附近的速度梯度增大,从而使摩擦阻力系数增加。壁面会对摇摆条件对湍流流体的影响产生抑制作用。在纵摇条件下,小长宽比矩形管内速度等高线成哑铃状分布。对于本文的计算流体,摇摆条件下的湍流摩擦阻力系数与Re的0.47次方成反比。