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。     

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。     

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     

超临界水堆候选材料的腐蚀特性研究

对铁素体/马氏体(F/M)耐热钢P92、奥氏体不锈钢316L和镍基合金690在600℃、23 MPa 超临界水中的腐蚀行为进行了研究.在600℃、23 MPa的超临界水中腐蚀625 h后,690合金、316L不锈钢和P92耐热钢的腐蚀增重速率分别为0.001 02、0.060 6、0.101 27 g/(m2·h).用扫描电子显微镜(SEM)进行观察后发现,超临界环境下F/M耐热钢P92的氧化膜为3层结构,奥氏体不锈钢316L的氧化膜为单层结构,镍基合金690表面生成了一层极薄且有点蚀的氧化膜.     

基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用

为能够对超临界水堆（SCWR）堆芯进行子通道分析,开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型,加入了新的边界条件和水物性模块,以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性,采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模,并进行稳态计算。结果表明,该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析,并较好地解决了慢谱组件计算中慢化通道和冷却通道间的热耦合及逆向流动的模拟问题。     

燃料棒周向导热对超临界水堆堆芯子通道分析的影响

本文在子通道程序的燃料棒模型中引入三维导热方程,使该模型能用来模拟燃料棒的周向导热情况。采用改造后的子通道程序对混合谱超临界水堆设计中的两种燃料组件结构进行计算分析,研究燃料棒周向导热对超临界水堆燃料组件子通道分析的影响。结果表明：热谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响不能忽略;快谱组件的子通道计算中,燃料棒周向导热的影响基本可忽略。     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

超临界水冷堆耦合条件下水棒热工特性分析

超临界水冷堆中需要单独设计水棒结构,水棒中流过慢化剂水使得堆芯得到充分慢化。本文采用日本设计堆型作为研究对象,自主设计S型、D1型、D2型3种不同水棒结构,并编制物理热工耦合程序,得到不同水棒结构及D2型水棒结构不同内层水棒外边长条件下慢化剂密度、冷却剂和慢化剂的平均密度及功率的轴向分布。结果表明：D2型双层水棒具有更均匀的慢化剂温度分布和轴向功率分布,随着内层水棒外边长的增大,轴向慢化剂密度均值有所提高。     

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.     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明：制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明：传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。     

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.     

超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计

应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M（铁素体/马氏体）钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明：Cr是决定高Cr低活性实验钢中奥氏体Cr固溶量以及钢中是否出现铁素体的最重要影响因素;W和C对实验钢铁素体相的出现有显著影响,而Mn的影响相对较小;W对实验钢中Laves相出现的温度范围及数量具有显著影响,Laves相消失的临界温度随W量降低而降低;在不采用Co、Ni等奥氏体形成元素且不增加Mn量的情况下,通过调控W、C等含量,Cr含量≥11%的Cr-W-C-Mn系低活性F/M钢即可获得全马氏体组织。