中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。     

压水反应堆稳态热工设计程序开发

核反应堆稳态热工设计是反应堆堆芯设计的基础,是确保反应堆安全稳定运行的重要保障。为探索反应堆稳态热工设计的设计过程,验证所选取的计算模型和计算公式是否满足要求,本文在给定设计准则和已知参考堆部分参数的条件下,采取开发一个压水反应堆稳态热工设计程序的方式,计算出多种工况下堆芯的运行参数并开展分析,以进行相关验证。经过对计算结果进行分析,表明该程序所计算出的各参数基本符合实际情况,并满足热工设计准则,说明该程序的计算过程基本上是正确的,可以用来做反应堆稳态热工设计。同时,也证明了本文采用的计算模型、设计准则、计算过程公式、程序设计流程等是可行的,可为其他反应堆稳态热工设计及程序开发提供参考。     

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。     

温度反馈阶跃反应性输入下的燃料元件温度场分析

对燃料元件的非稳态温度场进行分析计算.结合反应堆物理、堆芯元件传热和与温度耦合的物性参数,给出了物理数学模型.采用稳定的差分格式进行计算,获得了有温度反馈阶跃反应性输入条件下的棒状燃料元件温度分布和变化规律,计算结果的精度较高,对堆芯热工设计与运行安全分析有参考价值,特别对处于经常变工况的核动力反应堆更有现实意义.     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学（CFD）数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化，建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型，并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散，得到全堆芯CFD分析模型；通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟，可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数，验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性，为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明，由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用，堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势，流量最大处不在堆芯正中心；在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃，温度分布不均匀，在径向总体呈现先增加后减小的趋势，最大温度区域也不在堆芯正中心，这与堆芯流量分配因子的趋势类似，是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。      

双流体熔盐快堆概念设计可行性研究

双流体熔盐快堆（DFFR）尚处于概念研发阶段，很多主要设计参数还未确定。本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计，并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系，以验证该型反应堆的可行性。评估主要采用2种方法:①基于蒙特卡洛理论的堆芯临界计算；②基于传热理论的堆芯热工水-力计算。结果显示，DFFR可以在选定的功率下达到临界并且获得与设计值一致的热工参数。通过对DFFR堆芯物理及热工特性的评估，初步验证了该型反应堆概念设计的理论可行性。      

秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析

获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管段入口流量等影响因素进行了敏感性研究。分析结果表明,双环路工况入口流量对堆芯入口流量分配影响较小;与双环路工况相比,单环路运行工况时流动特性显著变化,导致流量分配状况差异较大;堆芯入口流量再分配因子为0.05,与原型设计参数吻合。计算结果证实所采用研究方法有效,可为相关反应堆工程设计验证提供依据。     

IHNI-1反应堆热工水力与瞬态特性分析

本文利用子通道程序PRTHA计算了IHNI-1反应堆堆芯热工参数,分析了IHNI-1反应堆堆芯燃料元件与冷却剂的温度场分布,同时给出了堆芯发生过冷沸腾时的功率计算结果。利用RELAP5程序分析了反应堆瞬态特性,以及堆芯瞬态参数随反应性的变化过程。通过本文的分析,表明IHNI-1反应堆具有较好的固有安全特性。     

岷江试验堆低浓化后堆内反应性变化分析

岷江试验堆(MJTR)使用低浓燃料后,堆芯装载发生变化。本文根据低浓化后各种堆芯参数的改变,分析计算了135Xe与149Sm这2种反应堆中最重要裂变产物的变化对堆芯反应性产生的影响,并给出额定工况运行与停堆后2种情况下的反应性变化曲线,使反应堆操纵人员了解毒物反应性的变化规律,以便于在实际运行中应对工况变化,保证反应堆正常安全运行。     

Simulink仿真软件在船用堆参数快速计算中的应用

以6组缓发中子点堆模型和堆芯双区集总参数模型为基础,建立Simulink仿真模型,对船用反应堆动态过程进行仿真分析,并与相关文献作比较.结果表明:Simulink仿真软件能以较长的平均步长对反应堆动态过程作高精度仿真,能够在普通微机上实现物理热工参数超时计算,对船用反应堆安全运行有重要意义.     

主产裂变99Mo的研究堆初步热工安全设计

针对主产裂变⁹⁹Mo的研究堆的需求,设计了堆芯总体方案。根据中子物理计算功率分布和该反应堆的热工水力设计限值,应用COTH程序确定了反应堆的热工水力设计参数。通过结果分析可知,该堆芯设计方案可满足设计要求。     

反应堆压力容器下封头三维流场计算

精确分析反应堆压力容器下封头内流体流动特性是进行堆内结构优化设计和堆芯热工水力设计的前题.实验测定堆芯入口的流量分配耗费大量的人力物力,增加了设计成本.本文用计算流体软件CFX5.4.1计算反应堆压力容器下封头三维流场、压力分布以及堆芯入口流量分配.结果表明,理论计算与实验结果具有很好的一致性.理论计算的方法已经具有非常实际的工程应用价值.     

ERANOS程序用于CEFR堆芯物理特性的验证计算

ERANOS系统(欧洲反应堆分析优化系统)是欧洲和日本联合开发的快中子反应堆堆芯物理屏蔽计算软件系统,采用模块化设计,包含核截面库制作、中子学计算和燃耗计算等模块。该系统可进行反应堆中子学一维至三维的扩散、输运计算,可进行堆芯中子动态特性、燃料管理以及灵敏度分析等计算。本工作主要是进一步学习使用ERANOS程序系统,并针对CEFR堆芯物理特性进行了对比计算。主要计算内容包括:针对CEFR不同组件进行栅元计算,得到各种材料的少群截面数据;堆芯稳态物理特性参数和燃耗计算。对于CEFR堆芯物理参数,通过对比计算表明采用不同程…     

脉冲反应堆脉冲运行瞬态的子通道分析

为获得脉冲运行瞬态的堆芯温度场变化情况,本文开发了适用于低温、常压工况的脉冲反应堆瞬态热工分析子通道程序PRC-STAC。利用TRIGA MARKⅡ反应堆的瞬态参数对程序进行了验证,验证结果表明,二者符合较好。利用PRC-STAC程序计算了西安脉冲堆燃料元件和堆芯冷却剂的瞬态热工参数,并讨论了脉冲运行对燃料元件的安全影响。     

反应堆热工物理耦合反馈变量敏感性分析

在反应堆设计计算中,堆芯热工水力和堆芯物理的耦合十分重要。本文以秦山二期核电站反应堆堆芯作为研究对象,使用栅元计算程序CASMO4E对各类型的组件进行均匀化参数的计算;完成热工物理耦合反馈变量的敏感性分析;采用两种方法生成耦合需要的截面库,并对其进行误差分析。     

堆芯物理-热工水力分析软件DCNMC开发与初步验证

针对特定类型核动力反应堆的特点,以DRAGON程序为反应堆组件均匀化参数计算内核,以CITATION程序、NGFM程序、MCNP程序为堆芯物理计算内核、以COBRA程序为堆芯热工水力计算内核,以自主开发的组件少群均匀化参数加工处理程序DOCS和反应堆-物理热工计算主程序DCNMC为接口程序和计算内核管理程序,开发形成一套具有较好通用性的特定类型反应堆堆芯物理-热工计算分析软件,并以特定反应堆为对象,完成计算模型开发、初步验证与校正。结果表明:该程序包可用于某特定堆堆芯物理-热工计算分析,精度满足要求。     

基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法

蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。     

基于径向基代理模型与小生境遗传算法的铅铋反应堆堆芯智能优化

为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题,构建了基于径向基（RBF）代理模型预测、正交拉丁超立方抽样（OLHS）和小生境遗传算法（NGA）寻优的堆芯智能优化方法,开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台,并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明:RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数,与蒙卡程序计算值比较,其预测的堆芯有效增殖因子（k_eff）相对误差在±0.1%以内;该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的,能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案,且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。      

中国实验快堆堆芯围桶开孔对正常运行工况影响的分析

堆芯围桶开孔是中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的重要组成部分之一,是保证该系统形成自然循环排出反应堆事故后剩余发热的关键环节。本文应用通用计算流体力学软件CFX对CEFR堆芯围桶开孔对反应堆正常运行工况的影响进行了模拟,计算了在正常工况运行时,CEFR的反射组件与屏蔽组件热功率对堆芯围桶开孔附近温度场以及流场的影响,给出了堆芯围桶开孔区域的三维温度场、三维流场以及压力分布矢量图。结果表明,目前的设计在满足事故余热排出的要求同时,对反应堆正常运行工况的影响是可以接受的。     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。