熔盐堆高温熔盐泵液下轴承表面织构分析与优化

高温熔盐泵是使用熔盐冷却剂热工回路的"心脏",为回路中的熔盐强迫循环提供动力。目前熔盐堆使用的高温熔盐泵采用悬臂式结构,其较长的液下主轴需要采用滑动轴承支撑。在轴承表面加工出具有一定尺寸和规则排列的几何形状,是改善轴承表面摩擦学特性提高承载能力一种有效手段。本文采用有限体积法对高温熔盐泵轴承进行研究,以光滑轴承作为对比项,分析了长条织构、圆形织构、正方形织构和十字形织构对轴承承载能力的影响,通过优化织构的形状、密度、深度等参数,得到长度8 mm、宽度3 mm、深度20μm的十字形织构,这种织构形式的轴承承压能力最好,可以为高温熔盐泵轴承设计提供有效的理论指导。     

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件,冷却剂采用高温熔盐,其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别,而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比,燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量,因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义.本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学...     

熔盐冷却球床实验堆堆内热源分布计算与分析

熔盐冷却球床堆采用球形燃料元件,冷却剂采用高温熔盐,其堆内热源分布与压水堆有着明显的区别,而与同样使用球形燃料元件的高温气冷堆相比,燃料球产生的中子和γ会在冷却剂中沉积更多的能量,因此准确计算堆内释热率分布对于这种新型反应堆的热工水力设计、瞬态分析、结构力学设计等都有重要意义。本文使用蒙特卡罗计算程序MCNP对中国科学院设计的10 MW固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）堆内的释热率分布进行了详细计算研究,通过使用光子产生偏倚卡（pikmt）,经过3次MCNP输运计算得到了TMSR-SF1寿期初（BOL）及寿期末（EOL）堆内各部件的总释热率、体积释热率分布和最大体积释热率。计算结果显示,燃料球释热率占堆内总释热率的94%以上,熔盐和反射层释热率占总释热率的1%以上,其他堆内部件释热率的比例都小于1%。寿期末燃料球、控制棒与石墨球的释热率均有所减少,而反射层等其他构件的释热率有所增加。     

核电厂封闭空间横向多层电缆燃烧纵向温度分布特征研究

针对核电厂横向多层电缆火灾危害性，研究封闭空间内电缆燃烧产生的室内温度分布特征及热烟气层温度预测模型。基于2种典型的电缆布置，在封闭空间进行了横向3层电缆燃烧实验。实验研究结果表明，横向多层电缆燃烧产生的热烟气层温度存在明显的分层现象。基于室内中心纵向温度分布，可将室内电缆燃烧产生的热环境分为底层冷空气层、中层热烟气层和顶层顶棚射流层。采用封闭空间内非稳态温度预测模型，对横向多层电缆桥架电缆火灾的热烟气层温度进行预测。通过比较模型预测结果和热烟气层温度实验测量值可以得到:该模型可以精确地预测封闭空间内热烟气层温度的最大值，相对误差小于1%；由于模型低估了火灾衰减阶段的温度发展，导致该模型预测整个温度发展的全局误差在16.3%~27.8%之间。      

堆芯温度分布对压力容器液位测量影响分析

对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行程序SOP,对该误差对操纵员安全重要操作的影响进行了分析。     

2 MW钍基熔盐堆覆盖气净化系统失效事件下的辐射剂量分析

覆盖气净化系统失效事件是2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt experimental ReactorLiquid Fueled,TMSR-LF1)可能导致放射性释放的典型假想事件之一。本文根据事件的释放模式和源项,在保守假设的情况下,使用ARCON96计算事件发生后厂房各边界处的大气弥散因子,估算事件发生后假设的烟囱下风向各厂房边界处的工作人员的个人有效剂量,然后分析事件发生后反应堆厂房内的可居留性。经过计算可以得出,覆盖气净化系统失效事件发生后,产生的有效剂量主要来源于浸没外照射途径。厂房边界处最大24 h全身累积剂量为3.04 mSv,低于国家核安全导则规定的场区应急行动水平,事件发生后TMSR-LF1将进入厂房应急状态,无需场外应急。     

高燃耗下核燃料颗粒内部的应力状态及关键影响因素研究

高燃耗是先进反应堆堆芯的发展方向,高燃耗下核燃料内部微结构的精细化建模是燃料强度分析和性能评估的基础。本研究开发了高燃耗燃料颗粒微结构的自动化建模和力学计算程序,综合考虑燃料颗粒内气孔尺寸、位置的非均匀分布特征,系统分析了基体材料的力学性能、燃料颗粒间距、运行环境静水压力及裂变碎片损伤层对燃料颗粒开裂行为的影响规律。结果表明：燃料颗粒间距越大,燃料颗粒越不易开裂;裂变碎片损伤层的存在使得燃料颗粒开裂风险小幅增大;燃料颗粒内气孔尺寸、位置分布的非均匀性,会导致燃料颗粒从多处开裂,且颗粒在外层开裂的概率更大;开裂危险区普遍具有气孔尺寸较大且大气孔串联的特征;基体材料对燃料颗粒表面作用的约束压应力具有较大的波动性,但应力均值随燃料元件所受静水压力的增大而近乎线性增大;增大弥散燃料基体材料的弹性模量可在一定程度上抑制燃料颗粒的开裂行为;燃料元件所受静水压应力越大,燃料颗粒越不易开裂,而燃料颗粒间距缩小能削弱环境压应力的影响程度。本工作为高燃耗条件下弥散燃料安全评估及优化设计提供了分析方法及数值参考。     

不等温分布下燃料棒径向温度相关238U共振吸收截面计算

为精确预测燃料棒径向不等温分布下的²³⁸U共振吸收截面,提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型,将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响,从而实现了对不等温分布下的径向相关共振吸收截面的预测。数值结果表明,以MCNP5统计结果为基准,温度扰动模型对²³⁸U共振吸收截面的计算精度相比于传统的均匀碰撞概率超细群方法更高,共振吸收截面的相对偏差在2%以下。温度扰动模型适合进行不等温分布下燃料棒径向的²³⁸U共振吸收截面的精确计算。     

钍基核能系统熔盐泵液下轴承偏心率对支撑特性的研究分析

随着钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor Nuclear Energy System,TMSR)由实验堆向研究堆、示范堆及商用堆发展,其轴系演变为由液下轴承支承的细长柔性转子结构。高温熔盐泵是钍基核能系统的主要动力部件,是TMSR的心脏设备。熔盐泵的运行稳定性和可靠性取决于液下轴承的支撑特性。本文采用数值模拟对液下轴承进行理论计算分析,并结合试验研究了不同偏心率对液下轴承支撑特性的影响。结果显示:随着转速增大,液下轴承的偏心率不断减小;随着偏心率的增大,液下轴承支撑的正交刚度和阻尼不断增大,交叉刚度和阻尼的数值也不断增大,液下轴承的最小液膜厚度不断减小。当偏心率大于0.6时,由于最小液膜厚度较薄,液下轴承的压力以零和零梯度结束。此时液下轴承在实际运转中存在液膜失效导致液下轴承磨损严重,此结果在试验中得到了验证。本文研究成果为超高温长轴熔盐泵液下轴承的设计提供了理论指导和试验数据支撑。     

压水堆下腔室流量分布数值分析

建立了压水堆下腔室流场的三维数值计算模型,计算了不同环腔厚度和环腔内冷却剂速度条件下,下腔室内冷却剂的流场,分析了环腔厚度和环腔内冷却剂速度对下腔室流向堆芯的流量分布的影响。入口速度不同或环腔厚度不同,在下腔内冷却剂流动形成漩涡的位置、大小和流动速度均会发生改变,导致通过流量孔板通孔的流量分布不同。入口速度较低时,流量孔板上所有通孔的流量分布比较均匀,在平均值附近波动,流量最高的通孔小组出现在边缘处;入口速度较高时,流量明显地呈现出中心高边缘低的特点。通孔小组的流量最大值随着环腔厚度增加由孔板的中心向边缘移动。     

压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&;Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。     

核电厂自然通风条件下横向多层电缆火灾实验及其烟气层温度预测模型验证

核电厂内电缆火灾分析是核安全分析重要内容。核电厂内横向多层电缆火灾,即多个电缆桥架在横向方向同时燃烧具有一定特殊性。本文针对核电厂内自然通风条件下的横向多层电缆燃烧热烟气层温度的预测,进行了横向三层电缆桥架电缆燃烧实验及重复实验。基于室内中心处纵向温度分布,自然通风条件下电缆燃烧形成的室内热环境可以分为三层,即上热烟气层,下冷空气层以及中间的过渡区域。根据实验数据对MQH公式应用于自然通风条件下的横向多层电缆桥架火灾热烟气层预测的可靠性进行验证。通过比较模型预测温度与实测热烟气层温度,可以看出MQH模型可以精确预测烟气层最高温度,其相对误差为1%。但是,由于该模型没有考虑烟气层的扩散时间,以及热烟气与墙壁和顶棚之间的热传递时间,其全局误差达到25.2%。     

中国实验快堆堆坑在丧失外电源事故下的温度分布数值模拟

堆坑是中国实验快堆(CEFR)的重要组成部分,它采用通风冷却的方法来降低堆坑混凝土温度,防止其温度过高、脱水而导致支撑堆容器的力学性能降低。本文对丧失外电源事故下的堆坑内部温度分布进行了二维数值模拟,采用Jones-Launder的k-ε低Reynolds数湍流模型。得到了堆坑温度场、保温层外壁和混凝土内壁在竖直方向的温度分布、混凝土内壁最高位置温度随时间的变化,为CEFR运行提供参考。     

温度反馈阶跃反应性输入下的燃料元件温度场分析

对燃料元件的非稳态温度场进行分析计算.结合反应堆物理、堆芯元件传热和与温度耦合的物性参数,给出了物理数学模型.采用稳定的差分格式进行计算,获得了有温度反馈阶跃反应性输入条件下的棒状燃料元件温度分布和变化规律,计算结果的精度较高,对堆芯热工设计与运行安全分析有参考价值,特别对处于经常变工况的核动力反应堆更有现实意义.     

摇摆条件下矩形通道内冷却剂温度与流场分析

运用流体计算软件模拟计算和分析了处于船用反应堆某处的矩形冷却剂通道在随船体摇摆运动时冷却剂的温度和流场。在计算过程中,考虑了由于船体摇摆运动而引起的流量孔板流量分配的变化对矩形通道入口速度的影响。由计算结果发现,在船体摇摆过程中,通道内冷却剂温度和流场是由船体运动而造成的通道入口冷却剂平均流速变化和通道随船体摇摆共同作用的结果。当通道入口冷却剂平均流速变化较大时,通道内冷却剂温度和流场的变化主要体现了冷却剂流量变化;而当通道入口冷却剂平均流速变化较小时,通道随船体摇摆对冷却剂温度和流场的影响明显。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.     

不等温分布下燃料棒径向温度相关~(238)U共振吸收截面计算

为精确预测燃料棒径向不等温分布下的~(238)U共振吸收截面,提出了一种基于求解超细群慢化方程的共振计算方法。该方法通过温度扰动模型,将径向不等温分布对燃料棒能谱的影响分解为每个径向子区对燃料棒能谱的独立影响,从而实现了对不等温分布下的径向相关共振吸收截面的预测。数值结果表明,以MCNP5统计结果为基准,温度扰动模型对~(238)U共振吸收截面的计算精度相比于传统的均匀碰撞概率超细群方法更高,共振吸收截面的相对偏差在2%以下。温度扰动模型适合进行不等温分布下燃料棒径向的~(238)U共振吸收截面的精确计算。     

水平加速条件下矩形通道内冷却剂温度与流场分析

运用流体计算软件模拟计算和分析了处于船用反应堆某处的矩形冷却剂通道在随船体水平加速运动时冷却剂的温度和流场,考虑了由于船体加速运动而引起的流量孔板流量分配的变化对矩形通道入口速度的影响。计算结果表明,在船体的水平加速度较大时,通道出口冷却剂的温度与流场的变化很大,但持续时间较短。     

芯块侧偏状态下的燃料棒温度场数值计算分析

燃料芯块侧偏状态下的燃料棒温度分布关系到反应堆燃料设计和安全运行。本文基于燃料棒的稳态扩散方程的一般形式,通过数值计算分析了芯块侧偏对燃料棒传热和温度分布的影响。结果表明:当燃料芯块侧偏时,芯块最高温度的位置向芯块侧偏的反方向偏移且最高温度下降,偏心率越大,最高温度的位置偏移程度越大,温降也越大。当偏心率e为0.5和0.8时,芯块最高温度分别下降1.3%和4.1%。而燃料棒包壳外壁面温度分布不均匀且最高温度随着偏心率的增大而升高,当偏心率e=0.8时,燃料棒包壳外壁面的最高温度为350℃,达到燃料棒的临界工作温度。     

VVER机组LBLOCA始发严重事故工况下堆芯出口温度BEPU分析

最佳估算加不确定性（BEPU）方法目前广泛应用于核电厂设计基准事故（DBA）的分析。考虑到严重事故现象复杂及不确定性较大,BEPU方法在严重事故领域应用较少。堆芯出口温度（CET）是核电厂安全运行的重要监测参数,本文以VVER1000压水堆核电厂为研究对象,采用BEPU方法对大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故工况下包壳破裂对应的CET进行不确定性分析,并对输入参数进行敏感性分析。计算结果表明：气隙释放对应CET的单侧统计容忍限值（95/95）为430.85 ℃;CET对输入参数中的衰变热系数和包壳厚度较为敏感。