数值反应堆原型系统开发及示范应用研究进展

数值反应堆是当前核反应堆工程与技术领域国内外研发热点之一。本文介绍了国家重点研发计划“数值反应堆原型系统开发及示范应用”重点专项总体研发进展,包括数值反应堆原型系统CVR1.0、核心软件开发与验证、多物理耦合进展,以及数值反应堆原型系统初步示范应用。     

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

数值反应堆多物理多尺度耦合技术进展研究

介绍了数值反应堆的基本概念,详细调研了国际上针对数值反应堆开展的研发项目,如轻水堆先进仿真联盟（CASL）、欧洲核反应堆仿真通用平台（NURESIM）和核能先进仿真与建模（NEAMS）项目,总结了多物理耦合及多尺度耦合技术的国内外研究现状,并结合研究现状指出材料腐蚀行为与流动传热、中子物理共同作用下的多物理耦合机理、基于统一网格求解的高保真耦合程序开发是数值反应堆技术发展的重点方向。      

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认（V&V）等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统（CVR1.0）的研究进展。进展主要包括：两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

CAP1400控制棒驱动线抗震试验研究

在多点激励试验装置上,对大型先进压水堆CAP1400控制棒驱动线进行抗震试验研究。试验中采用多频波法在控制棒驱动线2个方向同时地震激励,得到了控制棒驱动线在低水平地震(LLSE)和安全停堆地震(SSE)下的应变值和加速度值。试验结果表明,CAP1400控制棒驱动线在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

数值反应堆的研究现状与发展建议

数值反应堆技术是基于多物理紧耦合的高精度、高分辨率、高置信度的高保真数值模拟技术,其目的是实现核反应堆内物理现象的精确数值呈现和分析,大幅度提高核反应堆的设计能力和安全运行能力,用数值技术驱动核能技术的快速发展。本文总结了国内外数值反应堆技术的研究现状,提出了数值反应堆技术的发展建议。     

CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算

CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万kW的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

CAP1400一回路系统管道弯制工艺研究及质量控制

研究了CAP1400核电反应堆一回路系统管道弯制过程中的主要关键工艺,包括中频弯管的临时推管设置、推进速度、冷却方式优化等以及固溶热处理,并提出管道弯制成形后的检验和验收以及弯制过程中的质量控制。     

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。     

CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计研究

介绍了CAP1400 机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400 机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项.采用高精度的蒙特卡罗程序,建立精细化的反应堆厂房辐射场计算模型,基于先进的减方差技巧进行方案设计,对比分析堆腔屏蔽设置前后反应堆厂房辐射场变化,论证了设置中子屏蔽的必要性,最终实现CAP1400 ...     

确定论数值反应堆程序NECP-X的开发及应用

数值反应堆是基于大规模并行计算平台,利用先进的物理模型和数值模拟算法,采用精细化建模,从而精确模拟反应堆在正常运行与事故工况中发生的各类物理现象的模拟技术。西安交通大学NECP团队基于自研的多群和连续能量数据库,提出了全局 局部耦合输运计算方法、大规模并行的2D/1D耦合输运方法等,开发了基于确定论方法的数值反应堆物理程序NECP X,并在此基础上实现了物理 热工 燃料性能分析的多物理耦合模拟计算。基于该程序及其耦合系统,在商用大型压水堆、研究堆和实验堆中进行了验证应用。数值结果表明,NECP X程序及其耦合系统可准确预测反应堆在运行过程中的关键安全参数随时间的演变情况,如有效增殖因数、功率、温度、应力、间隙宽度等,可为商用大型压水堆、研究堆和研究堆的设计及安全分析提供可靠的工具。     

CAP1400核电厂主管道112吨电渣锭研制

文章简述了在世界上首次生产CAP1400主管道用SA376 TP316LN 112 t电渣锭的关键技术和取得的成果,指出生产CAP1400主管道锻件必须采用电渣锭,电渣重熔的关键是有效保证超低碳、氮含量、高纯净度和高均匀性。     

CAP1400反应堆压力容器下降段内气-液逆向流试验研究

为研究真实工况下CAP1400反应堆压力容器下降段气-液逆向流现象,以CAP1400为原型,搭建压力容器下降段高度和直径比为1:1、60°切片的试验台架。试验工质为空气和水,试验研究了不同安注(DVI)供水量、不同气量的气-液两相流动和应急堆芯冷却剂(ECC)旁通现象。试验结果表明,DVI供水量相同时,随着供气量的增加,气-液逆向流现象明显,当质量流速达到4kg/s及以上时,安注水不能全部进入堆芯;Kutateladze经验关系式和UPTF经验关系式都与试验结果存在较大偏差,不适用于CAP1400压力容器下降段试验;基于试验数据,拟合了新的经验关系式,且通过比较有无DVI挡块的试验数据,验证了DVI挡块可以降低ECC旁通水量,增强安注能力。     

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

大型先进压水堆(CAP1400)非能动余热排出系统(PRHR)自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一,也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中,由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化,增大了试验风险,对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上,从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度,稳压器(PZR)液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析,并制定相应的应对措施,为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。     

CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件.为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验.堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型.模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分.对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述.试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据.     

CAP1400核主泵导叶和叶轮匹配数研究

为研究导叶和叶轮之间匹配对核主泵性能的影响及作用在叶轮上的径向力分布情况,采用CFD技术对不同方案下的核主泵进行非定常数值模拟,并进行试验验证。研究结果表明：核主泵扬程和效率的计算曲线与试验曲线基本吻合,效率相对误差在2.5%左右,扬程相对误差在4%左右;叶轮叶片数和导叶叶片数对核主泵性能影响较大,对其进行合理匹配能有效地提高泵性能;叶轮和导叶的不同匹配使叶轮径向力分布规律具有很大差别,作用在叶轮上的径向力呈周期波动,脉动频率以叶轮通过导叶频率为主;小流量工况下,随着流量的减小,叶轮的径向力及其脉动幅值增大,而变化速率减小;大流量工况下,随着流量的增加,叶轮的径向力及其脉动幅值增大。