钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度,Mo-Re合金与UO₂的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼(Mo)中加入铼(Re)可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1 550 K以下温度,Mo-Re合金与UO_2的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1 800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响

锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-1Zr,PWC-11,Mo-14Re,W-4Re,T-111以及ASTAR-811C几种候选锂热管结构材料的中子经济性与掉落临界安全特性进行分析研究。结果表明,上述几种候选结构材料的中子经济性依次为:PWC-11≈Nb-1Zr Mo-14Re W-4Re ASTAR-811C T-111;其中使用PWC-11、Nb-1Zr、Mo-14Re以及W-4Re结构材料时其管壁厚度变化对反应堆的有效增殖因子无显著影响;发生掉落事故情况下,临界安全分析结果表明结构材料的谱移吸收价值为:T-111ASTAR-811CW-4ReMo-14RePWC-11Nb-1Zr。综合考虑锂热管反应堆的中子经济性与安全性,推荐使用Mo-14Re合金作为热管结构材料。     

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数（keff）,其中涂层厚度为50μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

热管式锂冷空间快堆中子学计算分析

采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。     

用于核电推进的30 kWe反应堆电源堆芯设计

核电推进(NEP)堆芯采用液态金属冷却,根据冷却方式的不同,设计了回路堆和热管堆两种堆型备选,并采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对其有效增殖因子、功率分布等堆芯物理参数进行了计算,最后从两种堆型固有特点出发分析其优缺点。提出了临界安全设计的两种优化方向,列出了反应堆可能面临的特殊临界安全问题并做了理论分析和计算,最终通过合理布置谱移吸收体(SSA)材料的位置解决了特殊临界安全问题。计算结果表明两种堆芯设计满足物理和热工设计要求。     

MUSE-F1.0输运库的开发与基准验证

运用NJOY99程序,以微观评价库ENDF/B-Ⅶ.0为基础,开发了适用于快堆研究设计的175群中子、42群光子的多群截面数据库MUSE-F1.0。采用权重谱thermal--1/e--fast reactor-fission+fusion及勒让德P6近似。采用ANISN程序,从临界计算及屏蔽计算两方面对该库进行了较全面的检验;屏蔽检验涉及裂变堆、聚变堆、加速器等装置屏蔽材料所常用的相关核素截面数据的检验。检验结果表明：MUSE-F1.0在临界计算及屏蔽计算方面具有较高的精确度和较强的适用性,可满足快堆设计研究方面的应用要求。     

Kilopower空间堆掉落事故临界安全问题研究

美国Kilopower空间堆在掉落事故下的k_eff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求。该反应堆在掉落过程中，若反射层外围的B₄C脱落，则存在瞬发超临界的严重安全隐患。针对此问题，本文对反应堆方案进行调整，提出3种解决方案，各方案均可满足掉落临界安全要求。此外，为研究各方案的优劣，从尺寸、质量、物理和热工运行特性等方面对各方案进行综合比较，提出了最优建议方案。     

高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置可行性分析

非能动停堆系统是事故工况下核能系统的重要安全保障。为保证和增强钍基熔盐堆核能系统的安全性,通过对比分析现有的非能动停堆装置,本文提出了钍基熔盐堆高温剪断式触发吸收球非能动停堆装置。利用Inconel 625合金在650-700°C力学特性发生陡降的特点,对高温剪断式触发结构——薄壁挡板进行设计,并通过Abaqus软件对其二维结构在事故工况下不同温度时的响应状态进行稳态、瞬态断裂模拟。模拟结果表明,当设定温度超过650°C且持续升高时,薄壁挡板会在4-10 s内发生断裂;在非事故工况下,若温度异常升高到670°C后随即降低时,薄壁挡板不会发生断裂。因此,在紧急事故工况时,设计的高温剪断式触发结构能够可靠剪断,确保第二停堆系统非能动触发,进一步提高钍基熔盐堆的安全性。     

高氚增殖比包层的设计及热工水力分析

本文设计了一种高氚增殖比包层(HBRB),该包层采用多孔U-10Zr合金作为中子倍增剂,Li4SiO4球床作为增殖剂,低活化马氏体(RAFM)钢作为结构材料。在详细研究包层加工工艺、流量分配、中子性能等问题的基础上,完成了包层内部详细结构设计。利用中子学软件分析计算了包层的氚增殖比(TBR)和热沉积分布,并根据计算结果对包层进行热力耦合分析。结果表明:包层TBR较高,且核性能稳定;冷却剂的流量分配情况和压降合理;包层内各组件冷却充分,温度和结构材料热应力不超过限值。     

快堆MOX元件运输容器的缓冲器研究

快堆MOX元件运输容器的缓冲器是决定其放射性包容边界安全的重要部件。某型号MOX元件运输容器的缓冲器材料首次选择泡沫铝,通过自由下落试验的标准姿态进行吸能原理分析,设计出了适用于缓冲器材料的型号、结构及关键参数。对选定的材料进行了拉伸、压缩、剪切3种准静态和动态力学性能试验,获得了用于数值模拟计算的材料本构关系参数,并对模型参数进行了测试,用弯曲试验进行了验证。有限元分析和试验结果对比显示：运输容器缓冲器材料的本构关系具有适用性,可用于快堆某型号MOX元件运输容器的自由下落分析计算。     

Critical temperature of the lead-bismuth eutectic (LBE) alloy

Liquid metals such as Bi and Pb and Pb-Bi eutectic alloy are serious contenders for use as coolant in LMFBRs in lieu of sodium due to a number of attractive characteristics (high density, low moderation, low neutron absorption and activation, high boiling point and poor interaction with water and air, etc.). Analysis of hypothetical accidents is of relevance to predict the catastrophe involving loss of coolant accident (LOCA) in LMFBRs. One key parameter to take into account is the critical temperature data of the liquid metals for reactor safety analysis. This communication reports the application of a theoretical model called internal pressure approach to predict the critical temperature (T_c) of the LBE alloy for the first time.     

Effects of natural aging on the tensile properties of water-quenched U-6%Nb alloy

Uranium-6 wt% niobium (U-6%Nb) alloy has been in use for many years in the water-quenched (WQ) condition. The purpose of this work was to determine the effect of natural aging on tensile properties of the WQ U-6%Nb alloy. The materials studied were hemispherical shells after 15 and 20 years in storage. The alloy was successfully tested in the original curved configuration, using the specially designed tensile test apparatus. Finite element analysis confirmed the validity of the test method. The results of the tensile tests clearly indicated that in the WQ condition, the material is changing and after 15 and 20 years, the yield strength exceeds the original maximum allowable specification. The fracture mode transitions from highly ductile, microvoid coalescence in new material to a mixed mode of shallow dimples and inclusion-induced voids in the naturally aged material.     

Transformation and fragmentation behavior of molten metal drop in sodium pool

In order to clarify the fragmentation mechanism of a metallic alloy (U–Pu–Zr) fuel on liquid phase formed by metallurgical reactions (liquefaction temperature = 650 °C), which is important in evaluating the sequence of core disruptive accidents for metallic fuel fast reactors, a series of experiments was carried out using molten aluminum (melting point = 660 °C) and sodium mainly under the condition that the boiling of sodium does not occur. When the instantaneous contact interface temperature (T_i) between molten aluminum drop and sodium is lower than the boiling point of sodium (T_c,bp), the molten aluminum drop can be fragmented and the mass median diameter (D_m) of aluminum fragments becomes small with increasing T_i. When T_i is roughly equivalent to or higher than T_c,bp, the fragmentation of aluminum drop is promoted by thermal interaction caused by the boiling of sodium on the surface of the drop. Furthermore, even under the condition that the boiling of sodium does not occur and the solid crust is formed on the surface of the drop, it is confirmed from an analytical evaluation that the thermal fragmentation of molten aluminum drop with solid crust has a potential to be caused by the transient pressurization within the melt confined by the crust. These results indicate the possibility that the metallic alloy fuel on liquid phase formed by the metallurgical reactions can be fragmented without occurring the boiling of sodium on the surface of the melt.     

余热排出系统管道热疲劳分析模型及寿命预测

余热排出系统管道发现的热疲劳裂纹问题关系到压水堆的安全。本文基于开源有限元软件Code_Aster,采用Lagoda-Macha-Sakane模型预测了余热排出系统管道材料304L不锈钢的疲劳寿命,并根据预测结果提出了改进的Lagoda-Macha-Sakane模型。采用改进的Lagoda-Macha-Sakane模型对余热排出系统管道的热疲劳寿命进行了预测,结果表明预测热疲劳寿命与试验热疲劳寿命吻合。     

高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热模型研究

研究高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气凝结传热过程对于小型堆的安全非常重要。当前对这一物理过程的研究集中于压力较低的工况,高压条件下的研究尚不成熟。本文建立了一种适用于高压条件下含有非凝结性气体的水蒸气自然对流凝结传热理论模型,使用真实气体状态方程求解扩散方程中摩尔浓度梯度和分压梯度之间的关系,取代了前人方法中的理想气体假设。计算结果与已有的实验数据吻合较好,证明本方法可用于小型堆紧凑型安全壳和汽 气稳压器等安全级设备的热工分析。     

Effect of Different Structural Materials on Neutronic Performance of a Hybrid Reactor

Selection of structural material for a fusion–fission (hybrid) reactor is very important by taking into account of neutronic performance of the blanket. Refractory metals and alloys have much higher operating temperatures and neutron wall load (NWL) capabilities than low activation materials (ferritic/martensitic steels, vanadium alloys and SiC/SiC composites) and austenitic stainless steels. In this study, effect of primary candidate refractory alloys, namely, W-5Re, T111, TZM and Nb–1Zr on neutronic performance of the hybrid reactor was investigated. Neutron transport calculations were conducted with the help of SCALE4.3 System by solving the Boltzmann transport equation with code XSDRNPM. Among the investigated structural materials, tantalum had the worst performance due to the fact that it has higher neutron absorption cross section than others. And W-5Re and TZM having similar results showed the best performance.