辐射条件下冷冻靶靶丸表面及充气管温度特性数值研究

在惯性约束核聚变冰层均化实验阶段,观测到充气管内冰晶无法保持,从而不能堵管,靶丸直接与高温氘气源连接,无法继续实验。为解决难以堵管的问题,本文建立了三维冷冻靶系统计算模型,研究了辐射条件下屏蔽罩温度、封口膜透射率及铝套筒表面发射率等因素对冷冻靶靶丸表面及充气管沿程温度特性的影响规律。结果表明：改变封口膜透射率能有效降低靶丸与充气管连接处的温度,在本文讨论的边界条件下,封口膜透射率大于0.025时靶丸与充气管连接处温度相对较低,晶核可维持,充气管能被堵管;而改变屏蔽罩温度及铝套筒表面发射率等做法对靶丸与充气管连接处的温度降低作用不明显,充气管无法被堵管。     

基于遗传算法的核反应堆辐射屏蔽优化方法研究

基于遗传算法,对核反应堆辐射屏蔽设计的单设计目标和多设计目标优化问题展开了研究。基于"萨瓦娜"号核动力船辐射屏蔽问题的测试,验证了单设计目标和多设计目标辐射屏蔽优化设计方法的有效性和正确性,为未来核反应堆的辐射屏蔽的优化设计提供新的技术手段。     

MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化

空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度L_f和厚度δ_f、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度T_(f1)对散热器质量M的影响。结果表明,当T_(f1)=800 K、L_f=5 cm、δ_f=0.16 mm、m=9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。     

辐射条件下球腔冷冻靶温度场分布数值研究

惯性约束聚变冷冻靶系统中,为成功实现靶丸点火,冰层厚度均匀性需达到99%,表面粗糙度的均方根要小于1 μm。控制靶丸表面最大温差小于0.1 mK能满足以上点火要求。为研究辐射对惯性约束聚变间接驱动靶丸的温度场影响,建立了三维对称球腔冷冻靶系统的计算模型。考虑球腔内部激光入射口封口膜吸收率以及外部辐射温度对球腔内部温度场分布的影响,利用FLUENT软件对球腔冷冻靶温度场进行了数值模拟计算。研究表明：球腔由于自身具有的球对称几何结构,其内部的温度场分布更加均匀;受外界辐射影响,有窗侧靶丸表面温度较无窗侧温度高;辐射温度越高,靶丸表面的绝对温度越高,虽然靶丸表面的温差变化基本可忽略,但要防止由于外界辐射温度过高而导致的DT冰层均匀性恶化,应选用多层屏蔽罩结构降低辐射的影响;激光入射口封口膜吸收率大于0.2时,靶丸表面温差显著增大。     

MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化

空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度L_f和厚度δ_f、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度T_f1对散热器质量M的影响。结果表明,当T_f1＝800 K、L_f＝5 cm、δ_f＝0.16 mm、m＝9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。     

ITER屏蔽块冷却通道热工水力分析与设计改进

屏蔽块是国际热核聚变实验堆(ITER)的重要组成部分之一,其结构设计尤其是内部冷却剂通道设计将直接影响屏蔽块的冷却效果及模型的安全性。运用计算流体力学(CFD)软件对屏蔽块模型进行热工水力计算,根据计算结果提出改进建议,并对改进后的模型重新进行数值分析。结果表明:屏蔽块的进出口段压降减小,冷却剂流动总压降减小;主要冷却支管的流量分配和流速分布更加均匀;屏蔽块表面局部最高温度大大降低,可避免由于冷却不均造成模块热应力过大。     

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。      

2MW液态钍基熔盐实验堆主屏蔽温度场分析

反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2 MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5°C、18°C、25°C、30°C、35°C、40°C情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。     

真空石墨加热器温度场数值模拟与分析

石墨加热器是测量球床堆芯等效导热系数实验的关键部件,加热器温度场对系统安全及数据准确性有重要影响。本文基于Fluent计算平台,分别采用DTRM模型、P1模型、ROSSELAND模型、DO模型对真空保护环境下的石墨加热器温度场进行数值模拟,确定适合真空保护石墨加热器温度场的计算方法并讨论石墨导热系数、表面发射率对温度场分布的影响。比较分析表明：DO模型计算得到的温度分布较为接近真实情况,导热系数小于35W/(m•K)时,最高温度对其敏感;导热系数大于35W/(m•K)时,其对加热体最高温度影响较小,最高温度较为稳定。     

空间堆辐射散热器设计分析

本文针对空间堆热管辐射散热器进行了初步设计分析,建立了单块辐射板传热模型,包括冷却剂与蒸发段的对流换热、热管内部由蒸发段到冷凝段的传热、冷凝段和C-C包壳之间的传热、C-C包壳辐射散热量等。选取了5种不同热管数目的方案进行计算,得到每种方案下冷却剂支管冷却剂温度沿流动方向的变化规律。结果表明,当热管根数为7 436时,满足设计要求。在热管根数固定的情况下,辐射散热器的最佳翅片宽度为30 mm,单块辐射板合适的冷却剂流量为0.5 kg/s。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

电子束辐照装置屏蔽体预埋管道处的辐射场计算

电子束辐照装置的屏蔽墙内总有预埋管道,这些管道将降低屏蔽体的局部屏蔽能力.为定量评估管道对屏蔽效果的影响,本文用蒙特卡洛程序MCNP模拟计算管道中心线上与屏蔽体外受管道影响区域的辐射剂量.结果表明,随着管道与墙体夹角的增加,屏蔽体外光子能谱逐渐变软且辐射剂量不断降低.夹角大于50°,角度对剂量的影响不再明显;而墙外辐射...     

中国先进研究堆冷却剂系统二次水系统管道应力统筹分析

结合CARR管道系统的安装进展，对其冷却剂系统和二次水系统的支撑设置进行综合分析。两个系统（图1）连接堆芯及重要设备，管道在紧凑的厂房空间里相互交错，支架生根易干涉，除管道应力要求外，还必须满足管嘴载荷的要求。实际分析时，将两个系统综合考虑，对其支架设置统筹兼顾，反复调整优化分析，尽可能减少支架。     

百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究

屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响,因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象,在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上,考虑到辐照剂量的径向分布,采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量,分析了屏蔽设计原理,并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析,调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置,获得了优化的屏蔽方案,在满足屏蔽要求的基础上质量减少了98.41 kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。     

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。     

小型NaK热真空电磁泵热控措施影响分析

热真空电磁泵是一种在热真空环境条件下使用的高温电磁泵,换热途径的缺失使得设备整体温度很高,高温会使结构和功能材料的性能剧烈下降。本文采用数值计算方法对中国原子能科学研究院研制的小型NaK热真空电磁泵内构件温度分布进行了计算。结果表明：在泵沟外壁采用真空隔热屏、气密腔室内外壁喷涂黑体涂层的热控措施行之有效,降低了设备内构件尤其是励磁线圈的温度,提高了设备的使用寿命。     

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。     

基于遗传算法的某作业现场辐射防护最优化问题

运用遗传算法(GA)对核电厂大修现场中一个阀门维修中管道临时屏蔽方案进行优化设计,建立对2根管道屏蔽的辐射剂量的数学模型,将模型转化为一个带约束的组合优化问题,然后采用GA对此问题进行求解。实验结果表明,GA可以给出精确、完整的屏蔽方案。     

混合辐射场测量中屏蔽设计的组合优化方法

在混合辐射场测量中，各测点的辐射环境和测量目标不同，同一种屏蔽方案不能很好地满足各测点的需要。有必要发展一种辐射屏蔽自动优化设计方法，实现屏蔽效果的定量评价，并针对不同情况进行屏蔽优化。根据代价利益分析方法提出了辐射屏蔽措施的优化评估方法；引入遗传算法建立了组合屏蔽自动设计方法。计算表明该评价方法与文献及MCNP模拟计算结果相符；在典型的裂变中子、裂变r混合辐射条件下，优化设计方案的辐射干扰相当于原方案的44％。组合屏蔽设计方法可以针对特定辐射环境和测点参数进行自动优化设计，对混合辐射场测量的方案设计和数据分析具有积极的作用。