超临界反应堆堆芯中定位格架阻力特性影响数值研究

采用非结构化多面体网格,利用商业计算流体动力学软件对4类定位格架对超临界反应堆堆芯子通道内阻力特性的影响进行数值研究。定位格架造成的压力损失主要为摩擦阻力和形状阻力,前者由格架本体长度决定,后者则与定位格架的阻塞率以及流动强化特征的结构有关。交错型叶片结构的流动强化特征由于更具流线性,因而在强化流动的同时,造成的压力损失较小。由于C类定位格架相对于标准蛋篓型定位格架所具有的流动强化优势,在超临界反应堆的设计过程中,可以将其结构作为定位格架优化设计方向加以重点考虑。     

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。     

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。     

超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考

超临界水冷堆（SCWR）具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。 本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回顾。铁素体/马氏体（F/M）钢、奥氏体不锈钢及镍基合金均存在某方面的性能不足。最后,介绍了近年来新兴的SCWR候选包壳材料,包括新型含铝奥氏体不锈钢、氧化物弥散强化钢、梯度材料及其他组织改进技术的研究进展。     

CARR乏燃料在49-2游泳池式反应堆使用的堆芯方案研究

49-2游泳池式反应堆（简称49-2堆）在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆（CARR）的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明：新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院（KAIST）设计的超临界二氧化碳模块化微型堆（MMR）为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

三通道堆芯布置的超临界水冷堆设计

超临界水冷堆是第四代核反应堆国际论坛提出的6种概念堆型之一。在欧洲,针对超临界水冷堆的研究已经成为高性能轻水堆合作研究项目的一部分。由于超临界水冷堆具有更高的堆芯温升和更高的冷却剂出口温度,故可以显著提升汽轮机功率和电站热效率。除了更高的压力和蒸汽温度之外,这种类型的反应堆的设计思想因其不同的堆芯设计而有别于传统的轻水堆。为了获得超过500％的高出口温度,提出了一个三步加热和中间混合的堆芯设计方案,以保证局部包壳温度在现有材料的承受限度内。为了组成具有3个通道的堆芯布置,提出了一种反应堆压力容器和堆内结构的设计方案。所有部件的尺寸都已按照德国核安全准则委员会的安全准则进行了确定。另外,设计了一种带有头片和脚座的燃料组件,以便于实现多通道设计概念的复杂流道。对反应堆压力容器和堆内构件的设计进行了机械验证,或为了防止出现大的热变变形而进行综合的机械和热应力分析。此外,反应堆的设计应保证整个冷却剂流道是闭式的,以防止在部件有很大的热膨胀时较低温度慢化剂的泄漏。反应堆压力容器和堆内构件的设计可被用于堆芯及反应堆的细致分析。     

基于非线性迭代的反应堆三维堆芯实时数值模拟

为了提高两群三维中子时空扩散方程的求解精度与速度,基于非线性迭代策略的瞬态求解方法被应用于反应堆堆芯的实时数值模拟过程中。中子通量密度与功率的瞬态空间分布应用粗网有限差分法(Coarse Mesh Finite Difference Method,CMFD)来实时求解;应用节块展开法(Nodal Expansion Method,NEM)来计算耦合修正因子;非线性迭代法(Nonlinear Iteration Method,NIM)利用耦合修正因子来实时校正CMFD的耦合系数;采用动态群参数校正方法来降低控制棒尖端效应。开发了反应堆三维堆芯实时数值模拟程序,利用典型基准算例进行了实时仿真验证。结果表明:NIM融合了NEM精度高与CMFD速度快的优点,可以有效地解决核电站全范围仿真机开发过程中,反应堆三维堆芯瞬态仿真模型的高精度与实时性兼顾的问题;动态群参数校正方法可以有效降低控制棒尖端效应,验证过程中对不同的网格划分、不同的迭代收敛准则进行了性能测试与敏感性分析,对其合理选择提出了建议。     

日本的超临界水冷堆

<正>【本刊2010年7月综合报道】超临界水冷堆(SCWR)是一种革新型轻水堆,它在水的超临界压力下运行,具有直流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率     

Core and sub-channel analysis of SCWR with mixed spectrum core

The SCWR core concept SCWR-M is proposed based on a mixed spectrum and consists of a thermal zone and a fast zone. This core design combines the merits of both thermal and fast SCWR cores, and minimizes their shortcomings. In the thermal zone co-current flow mode is applied with an exit temperature slightly over the pseudo-critical point. The downward flow in the thermal fuel assembly will provide an effective cooling of the fuel rods. In the forthcoming fast zone, a sufficiently large negative coolant void reactivity coefficient and high conversion ratio can be achieved by the axial multi-layer arrangement of fuel rods. Due to the high coolant inlet temperature over the pseudo-critical point, the heat transfer deterioration phenomenon will be eliminated in this fast spectrum zone. And the low water density in the fast zone enables a hard neutron spectrum, also with a wide lattice structure, which minimizes the effect of non-uniformity of the circumferential heat transfer and reduces the cladding peak temperature.     

方形子通道内超临界流体流动传热CFD分析

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特征的认识还十分欠缺.本研究采用CFX软件对典型超临界反应堆燃料组件子通道内的超临界热工水力特征进行了数值分析.研究了流动参数、边界条件和节径比(P/D)对子通道间交混现象和传热特性的影响.计算结果表明:燃料组件外围壁面子通道比内部子通道的湍流交混强烈;稠密栅格的湍流交混比宽栅格的湍流交混小.当P/D>1.2后,P/D比对湍流交混影响不再明显.研究还发现,在拟临界点附近区域,出现湍流交混系数的突变.     

Numerical investigation of acceleration effect on heat transfer deterioration phenomenon in supercritical water

It is important to understand the heat transfer deterioration (HTD) phenomenon for specifying cladding temperature limits in the fuel assembly design of supercritical water-cooled reactor (SCWR). In this study, a numerical investigation of heat transfer in supercritical water flowing through vertical tube with high mass flux and high heat flux is performed by using six low-Reynolds number turbulence models. The capabilities of the addressed models in predicting the observed phenomena of experimental study are shortly analyzed. Mechanisms of the effect of flow structures and fluid properties on heat transfer deterioration phenomenon are also discussed. Numerical results have shown that the turbulence is significantly suppressed when the large-property-variation region spreads to the buffer layer near the wall region, resulting in heat transfer deterioration phenomenon. The property variations of dynamic viscosity and specific heat capacity in supercritical water can impair the deterioration in heat transfer, while the decrease of thermal conductivity contributes to the deterioration.     

超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析

研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序.针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取了相关组件热工水力参数.在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考.     

SCWR堆芯稳态性能分析程序计算偏差分析

针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题,分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素,确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据库和能群结构不同,SRAC程序计算的反应性密度系数相对较大,密度分布与功率分布的反馈作用更为显著,轴向功率分布曲线更为陡峭。相较于SRAC程序,采用精细能群结构的SNTA程序更适用于具备强核热耦合特性且中子能谱偏硬的超临界水堆堆芯的耦合计算与性能分析。     

Microstructural evolution in nickel alloy C-276 after Ar ion irradiation

Irradiation damage in nickel alloy C-276 irradiated by 115 keV argon ions at room temperature with irradiation doses from 0.28 to 82.5 dpa has been investigated by transmission electron microscopy. Nano-scale black spot damage appeared at a dose higher than 0.83 dpa. Large interstitial-type dislocation loops were observed at the dose of 8.25 dpa. Both the density of dislocation loops and the density of network dislocations grew significantly with the increase of irradiation dose. However, the density of network dislocations declined at the dose of 27.5 dpa. But the total of dislocation density (density of dislocation lines plus density of dislocation loops) kept increasing and no signs of saturation were seen in the dose range explored. The results showed that the nickel alloy C-276 had good performance in delaying the development of black spots, dislocations and dislocation loops. However, original grains have formed into subgrains at the dose of 82.5 dpa, meaning that the grains in C-276 lost its structural integrity at doses higher than 82.5 dpa.     

并行双通道内超临界水流动不稳定性数值分析

采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道结构堆芯流动特性,计算得到超临界条件下的水动力曲线,研究了系统参数对超临界水流动稳定性的影响规律。结果表明:静态流动不稳定性在SCWR中很难发生;超临界下的系统参数影响规律与亚临界具有相似性。     

Thermal Fatigue Study on the Divertor Plate Materials

Thermal fatigue property of the divertor plate is one of the key issues that governs the lifetime of the divertor plate.Taking tungsten as surface material,a small-mock-up divertor plate was made by hot isostatic press welding (HIP),A thermal cycling experiment for divertor mock-up was carried out in the vacuum,where a high-heat-flux electronic gun was used as the thermal source,A cyclic heat flux of 9MW/m^2 was loaded onto the mock-up,a heating duration of 20s was selcted,the cooling water flow rate was 80ml/s.After 1000 Cycles,the surface and the W/Cu joint of the mock-up did not show any damage,The SEM was used to analyze the microstructure of the welding joint,where no cracks were found also.     

核反应堆材料数据库系统及其应用

核材料数据库可高效存储核材料数据,并有效发掘数据中的信息,其建设可推动核材料的研究与发展。在各国积极发展核材料数据库的背景下,为推动中国核材料领域数据库的发展,FDS团队正在发展核反应堆材料数据库NRMD(Nuclear Reactor Materials Database)。该系统包含查询、结果处理、信息管理和帮助四个模块,首次在设计上整合了裂变材料和聚变堆候选材料各类数据信息,可满足用户的性能查询、选材、可视化分析等多种应用需求。目前,核反应堆材料数据库已初步整合了我国现有的和部分国际上的核材料数据,保证了核材料数据信息的高效存储及有效利用,其有效应用和不断发展将有助于推动核材料的研发和核能系统的工程设计。     

聚变—裂变实验混合堆材料研究现状

本文介绍聚变-裂变实验混合堆第一壁初步概念设计的特点和要求,结构材料和衬瓦材料研究计划;低通量聚变中子、高通量裂变中子,a~-,P~-、C~+等带电粒子和高能电子照射前几种奥氏体不锈钢的微观结构和性能;带电粒子照射后的组织变化及肿胀行为初探;低各向异性度石墨和不同工艺条件下涂层的C~+SiC抗H~+溅射和抗电子束热震行为。500℃,1.8-4.7MeV的a~-粒子束和1.5MeV质子束分别照射至10~(18)a/cm~2和3.7×10~(19)P/cm~2,固溶退火的316SS的肿胀率为8%,20%冷加工316SS和316(Ti)SS的性能优于316LSS。