He冷却试验包层模块的热-力耦合分析

试验包层模块(TBM)是国际热核聚变实验堆(ITER)的关键核心组件,其设计涉及多学科综合优化分析.本文介绍了He冷却固态增殖试验包层的设计概念,并应用热功耦合模拟方法对所提出的包层概念模型的热力响应特性进行分析.结果表明,包层内部各区域的最大温度值和最大应力值均未超过材料容许的限值,所提出的包层设计概念在正常运行工况下是安全可靠的.     

聚变增殖堆液态金属Li自冷包层的热工水力分析

完成了托卡马克商用混合堆 TCB(Tokamak Commercial Breeder)Li 自冷包层设计的热工水力分析,讨论了热工水力设计中的一些关键问题。用两维有限元热传导程序 AYER 计算了 TCB 包层的温度分布,用液态金属 MHD(Magnetohydraudynamic)压降公式计算了包层的压降。同时,还分析了包层冷却剂丧失事故 LOCA 的瞬态热工过程。分析表明,正常工况下,包层结构材料最高温度,结构材料与冷却剂界面最高温度,以及包层总压降都满足堆设计要求。在 LOCA 工况下,如果停堆后1小时内包层中的燃料球能够借助重力卸出包层,第一壁和包层是安全的,并且不会受到损伤。     

托卡马克工程试验堆包层结构应力分析

本文给出了托卡马克工程试验堆包层结构没计的主要特点和包层设计的主要参数。利用线弹性结构分析程序SAP_(5P)和SAP_6程序对包层结构进行应力分析。考虑了包层燃料球重量、温度载荷和冷却剂压力载荷。计算结果表明,在现行设计参数条件下,包层材料应力在所选材料的许用应力范围内,包层结构设计是基本可行的。     

CFETR氦冷固态包层设计及热工水力学分析

基于中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)提出了一种新型氦冷固态氚增殖包层设计方案。以托卡马克中平面上一块外包层模块为例,系统介绍了该包层概念设计。基于工程流体力学理论,对包层模块内冷却剂的流动特性进行了理论求解。同时采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件CFX,对包层模块流体域和固体域进行耦合传热分析,求解得到冷却剂的流动特性和理论计算难以求解的固体域温度场分布。计算结果表明:理论计算与模拟结果吻合程度良好,冷却剂在包层内总压降为243 k Pa,总温升为194.6°C,运行在合理区间;包层各结构材料在正常运行工况下的温度可以满足材料的最高温度限制要求,为该包层方案的进一步结构优化和安全分析提供参考。     

CFETR增殖包层极向分块对电磁载荷分布影响研究

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的增殖包层采用多模块的设计方案,即在环向和极向上由多个包层模块组成。当发生等离子体大破裂或垂直位移事件等电磁工况时,增殖包层上感应产生的巨大电磁载荷将共同作用于背板结构上,严重影响增殖系统的结构稳定性。为了研究增殖包层极向分块对背板电磁载荷分布的影响,使用通用有限元软件ANSYS,实现了一个具有36 ms指数电流猝灭的等离子大破裂工况模拟。首先系统评估了采用U型套管方式的氦冷陶瓷增殖(Helium Cooled Ceramic Breeder,HCCB)包层模块上的电磁力和力矩分布。然后详细比较不同极向分块形式对包层扇段电磁载荷分布的影响。研究结果表明:当高场侧包层模块位置和数目不变时,通过增加低场侧包层的极向分块数目,等离子体大破裂工况在低场侧包层上产生的电磁力和力矩均有所减少。对于高场侧包层,当低场侧包层极向分块增加时,径向方向的电磁力有稍微的增加,其他两个方向变化不明显。此外,随着极向分块数目的增加,高/低场侧包层扇段包层的总电磁力均表现出下降的趋势。     

用于快堆非能动停堆系统的磁性连接对的设计优化与完整性综合评价

按照ASME规范要求,完成了用于快堆非能动停堆系统的磁性连接对的设计;对工况进行了分析,总结出了磁性连接对在正常运行工况下的载荷,并利用大型有限元分析软件ANSYS对连接对进行计算,得到正常运行工况下的应力值。按照ASME规范,对磁性连接对在正常运行工况下进行了应力强度分析和评定及疲劳评定。结果显示,磁性连接对在正常运行工况下的一次和二次应力强度及疲劳评定均满足ASME规范的要求。     

CFETR氚自持分析评估与验证策略

中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,简称CFETR)的主要目标之一是实现氚自持。采用氚平衡法对CFETR不同运行工况下的氚自持条件进行了分析评估。结果表明:在500 MW运行阶段,CFETR实现氚自持所需的最小氚增殖比(TBR_r)为1.098,小于CFETR增殖包层可达到的氚增殖比(TBR_a),即在理论上满足氚自持条件。在此基础上,提出了CFETR未来通过定期的氚衡算来验证氚自持的基本策略。在基准输入参数和氚存量测量精度限制(1%)条件下,CFETR氚自持验证实验的运行周期需要大于22 d(氦冷包层)或87 d(水冷包层)。     

CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计

CANDU堆区域超功率保护(ROP)系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机构设置、现有相关报警等的审查,确定出4项重分组规则;设计安装监测轴向平均区域功率偏差的报警,将共计270个工况从ROP正常手柄位置对应的工况组移出。ROP工况重分组方案在秦山第3核电厂实施后,ROP运行裕量将恢复3%~5%,可显著提升机组运行的经济性和安全性。     

水冷包层模块第一壁流动传热特性初步分析

本文基于我国聚变工程实验堆水冷包层优化设计与安全分析的要求,针对水冷包层模块第一壁的流动传热特性进行三维数值模拟研究。采用计算流体力学方法,建立了水冷包层模块第一壁的三维数值模型,研究流量分配的特点以及温度分布情况,分析与评估在稳态工况、瞬态工况及失流事故下的水冷包层模块第一壁传热能力。研究结果表明,不同冷却管间存在流量分配不均匀的现象;在稳态工况下,水冷包层模块第一壁具有较好的传热能力,瞬态工况下水冷包层模块能够有效地导出反应堆热量;失流事故下冷却管内温度短时间上升至系统压力下的饱和温度,有待进一步研究。相关研究为优化包层第一壁传热设计提供参考,并为今后聚变堆的安全分析提供依据。     

水冷固态增殖包层模块冷却剂管系流量分配研究

包层是磁约束聚变堆中实现氚增殖和能量导出的重要部件,针对包层模块中,由于复杂的串并联流道结构所导致的冷却剂流量分配不均匀问题,采用一维热流体流动分析软件Flowmaster,建立了水冷固态增殖包层子模块的冷却剂流道结构模型。对运行工况下包层冷却剂流量分配进行模拟,并与相关试验以及模拟结果进行比对。模拟结果表明,所建立的子模块一维模型各部分冷却剂温升和压降均与设计值吻合,模型能够准确的描述包层冷却剂流动特性。在稳态运行工况下,包层子模块侧壁支管出现较为明显的流量分配不均匀现象,流量最大值与最小值偏差达到5%。位于侧壁上下两端的集合管对流量分配均匀性起重要作用,保持矩形集合管横截面积不变,横截面长宽相等时流量分配最为均匀。当集合管采用不同形状设计时,圆形管道流量分配均匀性要好于矩形管道。     

FCM燃料热学性能分析

研究了利用有限元分析软件ABAQUS对全陶瓷微封装燃料(FCM燃料)芯块进行热学性能分析的方法,并对FCM燃料芯块和传统UO_2芯块的热学性能进行了对比分析。研究结果表明:FCM芯块温度分布趋势与UO_2芯块相同,但具有较大不均匀性;典型压水堆运行工况下,FCM燃料芯块的燃料温度远小于UO_2芯块的温度;在相同线功率密度下,FCM芯块温度对燃耗变化不敏感;在相同燃耗下,FCM芯块随线功率密度增加温度升高的速率相比UO_2芯块更慢。     

AP1000核电站海水循环泵可运行性分析

建立了AP1000立式循环泵机组的整机有限元模型，采用响应谱法针对循环泵在设计地震载荷工况下的强度及其动、静部件的变形位移进行了分析，并对该泵在设计地震载荷工况下的结构完整性和可运行性进行了评估。分析结果显示，该泵的1阶横向弯曲振动频率为14.4 Hz，在单位水平激励载荷下，其前4阶振型在模型中的有效质量分数达0.94。在设计地震载荷工况下，作为主承压部件的泵体最大组合应力为203 MPa，叶轮室段壳体最大变形位移不超过1.5 mm，转子部件最大组合应力为 1.7 MPa，最大变形位移为0.8 mm，该系列响应值均在循环泵设计允许范围内，分析结果显示该泵能满足结构完整性和可运行性的要求。     

次临界能源堆安全性研究

次临界能源堆由中心的托卡马克装置和围绕其的裂变包层组成。本文根据物理和热工专业分析计算得出的一种针对其裂变包层的燃料和冷却剂通道布置方式,分析设计的包层结构安全性和工程应用中的安全性。包层结构安全性分析使用CFD方法,计算了正常运行工况和冷却剂通道堵管的情况,得到堵管发生后包层的局部状况。通过RELAP程序模拟了裂变包层参与核电厂发电运行过程中,其本身所具有的固有安全性。本文通过计算发现了其安全上的薄弱环节,并提出了改进措施,为以后改进次临界能源堆安全性提供参考。     

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。     

核电厂回热机组热力系统(火用)分析

基于热力学定律对核电厂二回路回热系统进行(火用)分析。对回热系统进行控制体的划分,以(火用)平衡方程为基础,建立控制体(火用)效率矩阵方程和(火用)损失方程。对4种不同运行工况进行(火用)分析计算,将变工况与正常运行工况进行对比分析,结果表明:正常运行工况下,4号、8号控制体(火用)效率较低;2号、4号、8号控制体(火用)损失较高,可以对2号、4号、8号加热器进行改进;8号控制体的(火用)效率、(火用)损失等指标都比较大,因此可对8号加热器进行优化改进,以提高回热系统的经济性。     

聚变堆固态产氚包层中子学优化方法研究与应用

为提升聚变堆包层产氚性能,更好地满足氚自持要求,首先,基于中子微扰理论与模拟退火算法开发了适用于聚变堆产氚包层（TBB）中子学优化新算法与新程序。其次,选取中国聚变工程实验堆（CFETR）氦冷固态包层,完成了全堆中子学性能优化的示范性应用。最后,对优化后的包层方案进行了热工、流体、结构的三维有限元校核。结果表明：(1)相比于传统包层中子学优化算法,本文所提出的优化算法具有更好的优化效果与更高的优化效率;(2)本文所开发的智能优化程序可更好地满足聚变堆TBB中子学优化与设计的需求,可为包层设计提供算法理论基础与程序支撑。     

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。     

控制棒驱动机构步进载荷动态分析

通过动力学分析和Adams动态仿真,对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)压水堆控制棒驱动机构(CRDM)步进载荷进行计算。结果表明,通过Adams动态仿真可以得到CRDM提升过程和下插过程中钩爪、销轴、可拆接头等部件的步进载荷值,所得值与工程经验相符;提升和下插过程中最大步进载荷出现在可拆接头处;同时销轴的步进载荷值较大,应注意销轴的材料选择与设计;水力缓冲对下插步进运动有重要的缓冲作用,能够减小下插过程的步进载荷。     

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。