小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100?MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型，对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示，当阻塞率β达到0.6时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右，而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右，包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃，此时最热组件内将出现包壳熔化现象。      

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术（DLL）,利用商用计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算,开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故（UTOP）模拟,并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。      

基于决策树的堆芯物理参数预测研究

反应堆堆芯核设计涉及大量方案的搜索与详细计算,缩短方案搜索时间有利于提高核设计效率。数据挖掘技术通过对大量数据进行学习与模式识别,可实现核设计方案物理参数的快速预测,更快地筛选出可行的备选堆芯方案。本文基于数据挖掘的决策树4种算法：C4.5、RepTree、Random Forest及Random Tree,在计算时以燃料富集度、含可燃毒物燃料棒数量及含量作为自变量,以寿期内k_eff不均匀系数偏差（KUCD）、径向功率不均匀系数偏差（RPNCD）、径向中子通量不均匀系数偏差（RFNCD）、堆芯寿期（CL）作为目标函数,构成目标函数符合度（CPF）,利用大量已知核设计参数的组件及堆芯设计方案作为数据挖掘训练集,构建数据挖掘模型,并用于对未知核设计参数的组件方案集合（测试集）进行CPF快速预测。结果表明,4种算法利用训练集构建数据挖掘模型的时间在0.6 s以内,各算法的交叉验证精度均在0.7以上,其中C4.5算法对CPF预测精度最高;对测试集方案的核设计参数预测中,单个方案的预测时间均在0.9 s以内,而Random Forest算法对CPF等于4的预测效果最好。     

基于RELAP5和FLUENT的多尺度耦合分析方法研究

基于二次开发得到的铅冷快堆一维系统程序RELAP5_LEAD和三维计算流体力学程序FLUENT,利用动态链接库技术和FLUENT用户自定义函数,开发了多尺度耦合分析程序RELAP5/FLUENT。在单相范围内,分别利用耦合程序RELAP5/FLUENT开展简单铅冷串联管道的瞬态流动和传热模拟、简单铅冷闭式回路的瞬态流动模拟,并与RELAP5_LEAD计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明,RELAP5/FLUENT计算结果与RELAP5_LEAD模拟结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析铅冷快堆堆内的复杂三维热工水力现象。     

动态参数形状函数和权重函数对加速器驱动次临界反应堆中子动力学的影响

在准静态框架下,动态参数由权重函数、动力学量算符、形状函数的卷积得到。传统方法的形状函数和权重函数并不能满足外源驱动次临界系统的中子动力学分析。本文分别采用λ基波中子通量密度、α基波中子通量密度、加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)反应堆稳态中子通量密度作为初始形状函数,采用共轭λ基波中子通量密度、共轭瞬发α基波中子通量密度、ADS反应堆稳态共轭中子通量密度作为权重函数,通过改进的准静态方法对外源驱动次临界系统的启堆过程和断束工况中子动力学进行模拟。通过与时空动力学方程直接求解结果对比发现:权重函数是影响中子动力学结果的主要因素;对于启堆过程,适合采用ADS反应堆稳态中子通量密度作为初始形状函数、共轭λ基波中子通量密度作为权重函数;对于断束工况,适合采用ADS反应堆稳态共轭中子通量密度作为权重函数。权重函数相对于外源瞬变的滞后现象表明,在外源瞬变后的短时间内,外源中子对中子价值和权重函数的影响具有非均匀性,在建立优化的权重函数模型时,需要将共轭外源项的非均匀分布纳入考虑。     

IMF燃耗特性与次锕系核素产量分析

在轻水堆中采用惰性基质燃料(IMF)能有效地从源头上降低乏燃料中次锕系核素(MA)的含量。为了研究IMF的燃耗特性,选取两种典型IMF方案PuO2+ZrO2+MgO和PuO2+ThO2,开展不同PuO2含量下IMF燃耗反应性计算,并与UO2燃料以及MOX燃料进行比较分析。结果表明:在总燃耗时间为1 095d情况下,两种IMF方案中PuO2体积分数为2%~10%时,其寿期末kinf均大于1,但PuO2+ZrO2+MgO方案的燃耗反应性波动大于PuO2+ThO2方案,PuO2+ThO2方案燃料寿期末MA的含量明显小于前者;在同一等效重金属质量分数下,MOX、UO2燃料寿期末MA的含量均大于两种IMF。     

非对称条件下双环路自然循环稳定性分析

为研究非对称条件下双环路自然循环稳定性的变化,以单环路自然循环载热系统为起点,采用无量纲分析方法,将单环路自然循环的无量纲控制方程组中关于位移项进行傅里叶展开,从而得到表征单环路自然循环载热系统的雅克比（Jacobi）矩阵,并进行验证。在此基础上,构建了双环路Jacobi矩阵分析模型,基于所构建的模型,分别开展不同负荷差和阻力差下双环路自然循环稳定性分析,以及回路几何特征对稳定性边界的影响。结果表明,对于某一双环路系统而言,存在2个临界雷诺数,当左、右环路引入负荷差大于这2个临界雷诺数时,系统将会变得不稳定。增大高径比、减少管道直径、增加加热段长度和减少冷却段长度可以增加回路稳定性区域范围,且反应堆回路稳定性边界对环路高径比、加热段长度较为敏感;此外,在自然循环回路形成的允许范围内,增加环路压降可以提高系统稳定性。      

惰性基质燃料元件Doppler系数分析

本文采用中子输运程序MCNP,基于ENDF/B-Ⅶ-1核数据库,对几种典型惰性基质燃料（IMF）的Doppler系数进行了计算,并通过理论分析给出了各核素对Doppler系数贡献的表达式。结果表明：在相同惰性基质条件下,武器级Pu燃料的Doppler系数的绝对值小于反应堆级Pu燃料的;在惰性基质中添加²³²Th可使Doppler系数更负,且可使IMF获得与低浓UO₂燃料相近的Doppler系数;硼可燃毒物对Doppler系数的贡献为正效应,而铒可燃毒物则可进一步增强负Doppler系数,有利于反应堆的固有安全性。     

超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和²⁰⁸Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明：在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。     

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件（NU-37组件）与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700?kW/860?kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400?MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。