燃料污垢对典型事故工况的影响研究

新版HAD 102/07—2020核动力厂反应堆堆芯设计中明确要求：设计分析应考虑反应堆冷却剂系统正常运行产生的腐蚀产物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。因此,有必要分析燃料污垢对事故工况下燃料棒传热性能的影响,特别是以燃料芯块温度和包壳温度为验收准则的典型事故工况。本文开发污垢计算模型,采用等效热导率关系式计算含污垢和氧化层的包壳热导率,即认为污垢、氧化层均匀分散在包壳层中,使得包壳热导率变化,该等效包壳层所引起的温度梯度与实际情况相同。随后,基于对“华龙一号”核动力厂事故分析结果,选取了典型非LOCA事故（弹棒事故、功率运行下单个控制棒失控抽出事故）和LOCA事故进行污垢影响研究。结果表明,考虑污垢后,事故过程中的燃料芯块中心峰值温度和包壳峰值温度均有显著上升,但依然满足事故验收准则要求。     

燃料污垢对压水堆二类事故分析的影响研究

压水堆二类设计基准工况（DBC-2）的现有事故分析方法中暂未直接考虑燃料污垢的影响,为明确燃料棒表面污垢对DBC-2事故瞬态的影响,本研究针对DBC-2事故基于燃料污垢的作用机理进行了工况识别和关键设计输入分析,并开展了污垢作用下的热工水力响应分析和安全评价。研究结果表明,基于目前的保守分析方法,在DNB分析方面,燃料污垢对二类事故分析的影响可被原分析所包络;在燃料温度分析方面,由于燃料污垢会影响芯块的传热能力,因此事故瞬态中的燃料芯块峰值温度上升。本研究结果为进一步完善DBC-2事故分析方法提供了理论和数据支撑。     

燃料棒熔化行为的粒子网格混合法模拟研究（英文）

堆芯燃料组件熔化以及熔融物流动扩展行为具有不确定性且难以预测,为了研究燃料棒在发生严重事故时的熔化行为,采用一种粒子与网格耦合的方法(粒子网格混合法)对堆芯内燃料棒单棒的熔化行为进行了建模分析。通过数值探究了在燃料棒熔化过程共晶反应对熔化进程的影响。研究结果表明,在核反应堆发生严重事故时,燃料棒材料之间的共晶反应会使燃料芯块在低于其熔点的温度下发生熔解,熔化后物质形态呈烛滴状,其沿着燃料棒外表面向下迁移,在此过程中,高温中心也是随之向下移动而加快了燃料棒下部的熔化速度。因此,本研究建立的数值预测方法能够对堆芯燃料棒的熔化行为进行比较准确的模拟。     

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。     

流量分配比对环形燃料芯块传热特性影响数值模拟研究

环形燃料具有两条冷却通道,外通道与内通道的冷却水流量分配比（φ）的变化可能会对芯块传热特性产生影响。本文建立了环形燃料单棒流固耦合CFD计算模型,在4种不同的流量分配比工况下,通过计算3个反映芯块传热特性的评价指标,研究了流量分配比变化对环形燃料芯块传热特性的影响。由分析计算结果可知,流量分配比变化不会对有间隙结构的环形燃料的芯块传热特性产生显著影响。     

数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数,实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证,结果表明:数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。      

燃料污垢引发堆芯轴向功率偏移的量化分析研究

压水堆一回路系统产生的氧化腐蚀产物，由于过冷沸腾在燃料棒表面发生沉积产生燃料污垢，冷却剂中的可溶硼也会在其中吸附，进而引发堆芯的轴向功率偏移异常，影响堆芯安全和运行。针对燃料污垢的形貌特征，首先采用蒙特卡罗方法建立燃料污垢层的中子学计算模型，考虑其强中子吸收效应以及空间自屏效应，评价燃料污垢层不同等效模拟方法的计算精度。基于评价结果，确定燃料污垢的模拟方法，并在堆芯核设计程序中予以实现。基于该方法，对设计堆芯的多循环燃料管理方案中，燃料污垢引发的轴向功率偏移进行量化计算分析，结果表明，该堆芯中燃料污垢引发轴向功率偏移的风险较低。     

核燃料棒芯块235U丰度检测方法研究

核燃料棒中UO₂芯块的²³⁵U丰度检测是保证核反应堆正常运行的重要环节,根据铀样品能谱谱形,通过迭代拟合算法精确选取目标信号的能量范围,减少了测量精度受UO₂芯块年龄的影响,扩大了目标信号能量选取范围,基于小波变换法,过滤无关频率信号,提高了突变信号的识别精度,进一步提高了检测速度。通过模拟存在异常丰度芯块燃料棒检测验证了方法的可行性。     

基于MPS算法的2×2棒束结构熔化行为数值模拟

以典型压水堆燃料组件2×2棒束结构为研究对象,建立了含定位格架和不含定位格架的棒束三维模型,基于半隐式运动粒子（MPS）算法对严重事故背景下棒束结构的熔化行为进行了数值模拟,分析了定位格架对棒束熔化过程中流道堵塞进程的影响。结果表明:MPS算法能够较好地模拟棒束结构熔化行为,定位格架会加快堆芯的熔化进程和冷却流道的堵塞速度,本文研究结果有利于严重事故下堆芯熔化模型的优化改进。      

核燃料棒温度场和系统熵增分布计算与研究

基于热力学第二定律以及压水核反应堆燃料棒稳态传热偏微分方程的一般形式,通过熵增的数值计算,讨论分析燃料棒内热量的传递过程和方向,以及能量品质的得失。先对典型二维矩形域传热问题进行数值计算,并采用解析解对该数值方法进行了验证。然后对含有内热源的单根燃料棒进行传热计算,讨论其温度和熵增分布情况,通过熵增云图分析可以展现燃料棒内热量的传递过程和品质变化,为核反应堆热工设计提供有益参考。     

燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化数值模拟研究

在反应堆运行过程中燃料棒具有复杂的堆内行为,准确可靠的堆内燃料行为预测对于反应堆安全计算、燃料设计需求及燃料性能评估都是所必须的。本研究考虑了UO2芯块与锆合金包壳的相关热效应与辐照效应,并考虑间隙气体热传导、辐射换热、接触热传导的影响;分别编制用户自定义子程序,将燃料棒材料的辐照效应、热效应以及间隙换热等引入商用有限元分析软件ABAQUS,建立了燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化数值模拟方法。     

燃料棒内氦气压力无损检测的数值模拟

用数值模拟的方法对一种用温度测量进行燃料棒内氦气压力无损检测的方法进行了模拟计算,该方法的基本原理是氦气在不同压力下具有不同的传热特性.采用二维差分模型,编制了用于计算燃料棒内瞬态二维温度分布的程序RODTRAN,计算模拟具有不同氦气压力下元件棒在一端固定热源温度加热后所形成的温度分布随时间的响应特性.通过用RODTRAN程序计算各种不同压力情况下的燃料棒动态传热特性,发现利用x=14.5 cm处的包壳表面升温速率可以推算燃料棒内的氦气压力,氦气压力的测量精度可小于5%,也就是说可以区分1.9 MPa和2.0 MPa的压力差别,此时的最大温差可达0.5℃,同时也发现压紧弹簧段的温度响应比铀芯块段要快.所得到的结论,可为氦气压力无损检测装置的设计提供很好的技术支持.     

秦山二期核电站环形燃料堆芯卡轴及弹棒事故分析

环形燃料是一种采用双层包壳和环形芯块内外冷却的新型压水堆燃料,与传统棒状燃料相比,双包壳结构有效增加了燃料传热面积和减薄了芯块厚度,使其在事故工况下具有更好的安全性能。以秦山二期核电站作为参考电站,建立了装载环形燃料的核电站计算模型,研究在卡轴事故和弹棒事故下采用环形燃料的核电站的响应,并与相应工况下棒状燃料堆芯的计算结果比较。结果表明,与棒状燃料相比,核电站在采用环形燃料后安全裕度有明显的提高。     

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

采用燃料棒性能分析程序COPERNIC,针对哈尔登（Halden）测试燃料组件 （IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析,研究了高燃耗下裂变气体释放行为,并与试验数据进行了对比验证。结果表明,在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中,该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好;程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程,但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。      

环形燃料元件几何尺寸对其热工性能的影响研究

针对环形燃料元件，基于欧洲铅冷系统反应堆ELSY选取环形燃料元件参数，建立环形燃料元件导热模型，设定环形燃料元件的初始参数并利用MATLAB编制环形燃料元件导热计算程序，通过制定的三个评估标准研究环形燃料流量分配比、内外包壳厚度、内外气隙厚度和芯块厚度对环形燃料元件热工性能的影响并进行几何尺寸修正。研究结果表明：适当增大流量分配比、减小内包壳厚度、增大外包壳厚度、减小内外气隙间距和减小芯块厚度可改善元件的热工性能；设定流量分配比为1、内包壳厚度0.06 cm修正为0.04 cm、外包壳厚度0.06 cm修正为0.07 cm、内外气隙间距0.035 cm修正为0.015 cm、芯块厚度修正为0.05 cm，进行这些几何尺寸修正后，芯块的最高温度下降了90 K(8.6%)，绝热面位置偏离芯块几何中心不足2μm，内外通道冷却剂出口温差不足2 K，环形燃料元件热工性能得到了明显提高。     

多层结构包壳和非刚体芯块力学建模及应用

针对事故容错燃料（ATF），基于有限差分法开发了多层圆柱体力学模型。将新模型植入FRAPCON 4.0程序中，并替换了原有Fracas模型。通过对相同对象计算，对比了新旧模型的特点并验证了新模型的合理性和先进性。对比发现，大部分参数结果吻合良好，佐证了非刚体芯块假设对于传统燃料具有一定合理性，但旧模型对接触压力的预测过于保守，改进后程序的预测结果更合理。最后，分析总结了所开发新型多层结构包壳模型和改进后FRAPCON 4.0在燃料性能分析中潜在的应用。     

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。      

轻水堆燃料组件计算程序包TPFAP

TPFAP是一个同时适用于PWR和BWR的穿透几率法燃料组件燃耗计算程序包。它首先利用碰撞几率方法在库能群结构下完成三区或四区圆环几何的栅元输运计算。载钆燃料棒或硼棒可燃毒物栅元的有效吸收截面由微燃耗程序CMB产生,两维穿透几率法组件计算是在(x,y)几何下进行。基模计算用来考虑中子泄漏修正。根据反应率等效,计算组件等效扩散参数。在每一燃料棒和可燃毒物棒进行燃耗计算,TPFAP给出每一燃耗步的组件和栅元少群截面、功率分布,提供核设计和安全分析所需参数。     

球床内流动与传热特性等效模型的优化研究

提出研究球形燃料元件水冷堆热工-水力问题的等效模型方法。运用计算流体力学软件对窄间隙带环肋片细棒束结构进行三维建模、网格划分和流动传热模拟计算,得到表观流速在0.076~0.334 m/s范围内的压降和换热系数,并与已有的球床实验数据进行比较。根据比较结果对等效模型几何参数进行优化,得到最优等效模型。研究结果表明:最优等效模型与球床的流动与传热特性一致,从数值方法上证明采用等效模型方法对球形燃料元件水冷堆热工-水力问题进行研究是可行的。     

液态金属棒束传热的理论分析

液态金属棒束传热研究在快堆中有重要的应用价值。采用六边形的传热单元，等边三角形布置的棒束传热问题可转化成同心环管的传热问题。引入水力直径修正及温差、热混合两项温度修正后，得到了全新的三角形布置的棒束顺流传热关系式，对实验数据取得了良好的预测效果。同时发现，温度修正的第2项可作为子通道方法中有效混合长度的计算式。