铀基混合堆次临界能源包层瞬态动力学分析

采用有限元分析软件对铀基混合堆次临界能源包层及其支撑固定结构的相关零部件开展了瞬态冲击分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图;并按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。     

聚变-裂变混合堆次临界能源包层结构的热-力耦合分析

探讨了一种新型聚变-裂变混合堆次临界能源包层的有限元建模方法。应用ANSYS Workbench软件建立了该次临界能源包层的3D结构模型,并对该模型进行了稳态热分析、热-力耦合分析,获得了包层各零件的应力分布及变形分布,分析了包层各零件的强度、刚度,利用热-力耦合分析找到了该次临界能源包层的薄弱环节。计算结果表明,该包层满足强度、刚度要求,为该次临界能源包层的设计和改进提供了理论依据。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层热工水力学参数设计与分析

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层是一个以氦气和液态金属LiPb为冷却剂,以嬗变核废料为主要目的的多功能包层。依据功率平衡模型对不同工况优化的基础上,对该包层热工系统参数进行了设计分析。采用三维商用计算流体力学程序对第一壁和高功率密度区中液态LiPb的流场进行数值模拟计算,给出了优化的典型热工水力参数。     

球床包层聚变—裂变混合堆热工安全分析

球床包层混合堆与板状元件包层混合堆相比较，前者在核燃料生产和安全方面可能具有更多的优越性。本应用ＴＨＥＲＭＩＸ程序和辅助程序对我国开发的托卡马克堆芯氮气冷却球床包层聚变－裂变合堆的包层进行了热工计算。计算中考虑了不同的燃料球材料及稳态，卸压和断流事故工况。计算结果表明，只要选用合适的燃料球材料和设置适当的控制保护系统，具有快速卸料罐的托卡马克堆芯氦气包层聚变－裂变混合堆的概念设计在安全上的可行的。     

次临界燃料部件典型热工实验单元模型抽取方法

次临界燃料部件是聚变-裂变混合能源系统次临界能源包层的核心部件。对燃料部件开展热工安全实验,是获取热工设计准则、开展结构设计和安全分析的基础和必要环节。本文针对包层结构原型开展模型抽取技术研究,对模块式燃料部件特殊的热工水力结构展开分析,并开展包括计算流体动力学(CFD)方法在内的相关计算确定对象参数特征,获取典型热工实验单元的基本结构和参数。     

次临界能源堆物理性能初步分析

次临界能源堆（SER）是由托卡马克聚变源驱动的聚变裂变混合堆。SER以天然铀为燃料、水为冷却剂,主要目标是生产电能。本工作建立了次临界能源堆环形圆柱模型,利用蒙特卡罗输运和燃耗计算程序,比较了燃料区不同构型对k_eff、M、TBR和燃料增殖比等参数的影响,针对均匀模型进行中子源效率与聚变源强、功率分布与能谱、初步燃耗、寿期末停堆衰变热和卸载燃料放射性等物理性能分析。计算结果表明,该模型能满足能量倍增大于6、氚自持、较长时间不换料等设计目标。研究结果为下一步开展SER安全分析提供了基础。     

长寿命裂变产物在聚变驱动次临界堆包层中嬗变的中子学优化分析

商用裂变堆乏燃料中高放长寿命裂变产物(LLFP)由于其具有很强的放射毒性,所以对于它们的嬗变处理非常重要。在对世界上关于LLFP嬗变处理的广泛调研的基础上,考虑到LLFP的同位素分离技术的发展水平,选择了LLFP中99Tc、129I和135Cs的嬗变处理(?)料的化学形式,分析了不同慢化剂材料对嬗变能力的影响,同时针对聚变驱动次临界堆的多功能双冷核废料嬗变包层(DWTB)进行了LLFP嬗变的中子学设计和优化分析。     

MCORGS及次临界能源堆包层概念研究进展

次临界能源堆是以能源供应为目的的一种聚变裂变混合堆,以聚变驱动,天然铀为裂变燃料,轻水为冷却剂。本文针对该混合堆开发了基于MCNP与ORIGENS的三维中子输运燃耗耦合程序MCORGS,分析了包层三维中子学模型。提出简化干法后处理,设想利用衰变热将乏燃料加热到2 100K,将沸点低于该温度的裂变产物挥发去除。计算了包层各区材料每年发生的原子移位数,建议采用10a左右的换料周期,乏燃料经后处理后可多次复用。第1个寿期内氚增殖比TBR平均约1.15,包层能量放大倍数M平均约12;第2~9个寿期内TBR平均约1.35,M平均约18。利用流体动力学程序完成了包层CAD模型建立、网格划分及稳态传热计算分析,各区材料的最高温度均低于许用温度并有较大裕量。     

Z-Pinch驱动的次临界包层的初步热工分析

Z-Pinch产生高能脉冲中子驱动以压水堆乏燃料或天然铀为燃料的次临界包层,以能源输出为主要目标,是实现能源可持续发展的可行途径.本文通过理论计算,分析了次临界包层在连续中子脉冲作用下的材料温度和输出功率随时间的变化规律.结果表明,通过合理的设计可以使材料温度在可接受的范围内波动,系统输出功率在时间轴上可以得到稳定.     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层结构设计与分析

给出聚变驱动次临界堆液态金属LiPb/He气双冷嬗变包层参考结构概念,采用了低活化铁素体/马氏体RAFM钢(如CLAM)作为结构材料、简单液态金属流道、两个独立氦气冷却系统以及燃料球/颗粒等设计方案。重点分析了嬗变包层第一壁、重金属区与裂变产物嬗变区的结构设计特点。     

双冷嬗变包层第一壁热工水力特性数值模拟研究

利用CFX程序对聚变驱动次临界堆嬗变包层第一壁在水冷条件下的热工水力特性进行数值模拟和分析。计算选用PWR典型工况下的水,取嬗变包层第一壁的局部模型,考虑了流固热耦合,重点计算分析了在不同壁面热流密度和冷却剂流速条件下冷却剂温度、压降及结构材料最高温度的分布。计算结果显示,当水的入口流速为1～5m/s时,结构材料的最高温度较使用典型工况下的氦气作冷却剂时低16～91K,同时结构材料最大温差降低了12.2%～49.5%。结果表明：水可较好地满足稳态工况下第一壁的换热要求。     

激光惯性约束聚变裂变混合能源包层中子学数值模拟

对三维输运与燃耗耦合程序MCORGS进行了适应性改造,并对利弗莫尔实验室提出的激光惯性约束聚变裂变混合能源(LIFE)概念进行了分析和改进。输运计算采用MCNP程序,燃耗计算采用ORIGENS程序,增加氚控制模块和功率控制模块。建立了与LIFE等价的以贫化铀为燃料、Be为中子增殖剂的包层方案,通过数值模拟验证了MCORGS程序的可靠性。针对Be资源短缺及冷却复杂问题,设计了以贫化铀为燃料、Pb为中子增殖剂的包层方案,包层能量放大了4倍,可在55a内稳定输出2 000 MWt功率。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

三角形子通道超临界水热工水力特性数值分析

目前国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热的认识还十分有限.本文采用CFX对超临界水冷堆典型三角形子通道内的流动传热特征进行了CFD研究,对比分析了包壳壁面等热流密度和燃料芯块等体积热流密度两种情况.计算结果表明,不锈钢包壳层的周向导热显著强化了燃料棒圆周上温度分布和传热系数的均匀性,但对二次流和湍流脉动的影响不大.间隙区的湍流脉动主要受几何参数P/D的影响,当P/D<1.3时,湍流交混系数在0.02～0.025之间,当P/D>1.3时,湍流交混系数较小,在温度拟临界点附近区域,存在交混系数的突变.     

Thermal-Hydraulic System Study of the Helium Cooled Pebble Bed （HCPB） Test Blanket Module （TBM） for ITER Using System Code RELAP5

The HCPB concept has been a European DEMO reference concept for nearly one decade. Detailed thermal-hydraulic study on the control behavior of the whole system is one of the important parts of this development. The thermal-hydraulic effect of the TBM-combined cooling circuit during a cyclic operation in ITER has been studied using the system code RELAP5. The RELAP5 is based on an one-dimensional, transient two-fluid model for the flow of a two-phase steam-water mixture that can contain noncondensable components like Helium. The RELAP5-models are modified to take the cyclic operation of the circulator, heat exchanger, bypass, valves etc in to account. A sequence of operational phases is investigated, starting from the cold state through the heating phase that brings the system to a stand-by condition, followed by typical power cycles applied in ITER. The results show that the implemented control mechanisms keep the inlet temperature to the TBM and the total mass flow rate at the required values through all phases.