基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的.     

生物质与煤超临界水气化制氢的实验研究

利用间隙式釜式反应器,在反应器内流体温度为450℃、初压为4MPa(终压为22～27MPa)、保温时间为20min、NaOH作为催化剂的条件下,分别对生物质模型化合物羧甲基纤维素钠(CMC)与煤以及原生生物质玉米芯与煤的超临界水气化制氢进行实验研究.结果表明:CMC/煤共超临界水气化制氢过程中,共气化的产氢率和气化率均高于同样情况下CMC、煤单独气化的加权平均值,玉米芯/煤共气化也出现类似结果,这说明CMC/煤、玉米芯/煤共超临界水气化制氢均存在协同效应.初步分析了协同效应产生的机理.     

300MW双水内冷汽轮发电机定子铁心内空气流动特性研究

针对某电厂300MW双水内冷汽轮发电机实际运行中出现的汽、励两端铁心温度不均衡,且端部几档铁心存在过热的问题,采用二维数值模拟的方式,研究其铁心及端部铁心内的空气流动特性.结果表明,过热铁心档相邻的冷却通道流量较小可能是上述问题的主要原因.提出增加挡风板高度的措施,使端部铁心过热问题得到有效解决,电厂随后实际运行数据验证了该措施的可靠性,为双水内冷系列汽轮发电机的增容改造及优化设计提供一定的参考依据.     

超临界水氧化水膜反应器的气固两相流分析

基于欧拉-拉格朗日方程的拉格朗日离散相模型,并建立颗粒的受力模型,对超临界水膜反应器内的气固两相流特性进行数值模拟。模拟并分析了颗粒直径、入口速度对超临界水膜反应器内的颗粒运动规律、分布特性以及颗粒接近多孔璧的参数的影响,并且分析了超临界水膜反应器中一定直径的颗粒的流体随体性。对研究和优化超临界水膜反应器的气固两相流特性具有一定的指导意义。     

反转压水反应堆热工水力特性初步研究

采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.     

SCWR for Future LargeScale Nuclear Power Generation

The ambitious nuclear power program motivates the Chinese nuclear community to develop advanced reactor concepts of generation IV, in order to ensure the longterm, stable and sustainable development of nuclear power. The supercritical watercooled reactor (SCWR) has favorable features in economics, sustainability and technology availability. It is the logical extension of the existing PWR technology and has very promising perspectives in largescale power generation in China. This paper describes the main features of SCWR. New designs of SCWR core structure and fuel assemblies are proposed. Preliminary analysis using a coupled neutronphysics/thermalhydraulics method is carried out and shows a good feasibility of the new design proposal.     

气体透平直接循环高温气冷堆安全分析方法及应用

介绍了当前气体透平直接循环高温气冷堆的系统安全方法及其在2种不同堆型(球床堆和柱状堆)中的应用,并给出了柱状堆的一些瞬态计算结果。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

反转反应堆堆芯组件中子学问题初步研究

针对反转反应堆(inverted pressurized water reactor-简称IPWR)中子学问题,首先构筑了IPWR全尺寸堆芯模型,在该模型的基础上进行了堆芯组件临界计算和中子学相关参数计算,确定了当氢重比为6.5,水棒直径范围为7～12 mm得组件栅元尺寸设计范围.同时通过点燃耗程序分析了不同可燃毒物在组件中均匀分布时,无限增殖系数随燃耗的变化,确定选择Er2O3作为IPWR堆芯可燃毒物.     

核反应堆堆心的地震响应分析

根据堆心的三维均匀化动力学模型,给出了分析堆心地震响应的基本方程和定解条件,采用有限元法进行离散和,并应用Ｗｌｓｏｎ－θ直接积分法编制了数值计算软件,给出了一个数值算例,计算了在地震加速度激励下,堆心内流体压力和管梁挠度的响应曲线。