CEFR堆芯组件研制工作进展

2001年初,快堆工程部组织选厂,进行材料及组件研制,截至2001年11月底,已完成了热压碳化硼芯块、元件棒包壳管、六角形外套管、元件棒定位绕丝及核级固溶棒的试制,并加工了2组碳化硼屏蔽组件、2个不锈钢反射层组件的管脚,供堆外水力学和结构稳定性试验用,3根碳化硼元件棒供堆内快中子辐照用。试制取得了成功。 快堆堆芯组件结构材料为核级316（Ti）不锈钢,化学成分要求严格,金相组织要求高,六角管及包壳管的尺寸精度高,表面质量高,几乎无缺陷。碳化硼芯块为核级,在化学成分、密度、晶粒度、尺寸公差、碳硼比等方面要求亦很高。经上钢五厂、上海异型钢管厂、上海钢研所及中南大学粉冶所的努力,生产出了合乎质量要求的产品。     

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。     

CEFR堆芯燃料区出口稳态热工数值模拟

应用通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆(CEFR)堆芯出口区域进行详细的三维热工流体数值模拟,研究了该区域内钠搅混状况,获得了堆芯出口流场和温场。计算结果为堆芯出口温度测点布置的合理性评价和分析温度波动和流动扰动对控制棒导向管的影响等问题提供依据和参考。     

CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆（CEFR）设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_eff、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。     

13 CEFR一回路主循环泵卡轴事故分析

CEFR是一池式钠冷快中子反应堆，其设计热功率为65MW，试验发电功率为25MW。对于CEFR的安全分析而言，1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴，造成这台泵瞬时停止转动，不能为堆芯提供流量，同时，由于这条环路的逆止阀没有关闭，还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流，造成堆芯严重失流，堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。     

CEFR发电效率影响因素分析

2014年12月中国实验快堆(CEFR)满功率运行期间,汽轮-发电机的发电功率达到14.2 MW,距离设计值20MW还有较大差距。本文通过运行监测数据与设计参数比较,进行理论分析计算,给出了CEFR发电效率较低的影响因素。     

高温气冷堆堆芯流场高效全局求解方法研究

高温气冷堆堆芯流场计算是高温气冷堆系统分析模拟的重要部分。原堆芯流场计算程序在采用分块迭代方法计算耦合流场时,部分工况收敛速度慢、耗时长,甚至出现不收敛问题。基于此,本文分析了分块迭代方法的收敛性,从全局求解的思路出发,并根据堆芯流场模型的特点使用直接求解法,开发了一套用于计算高温气冷堆堆芯流场的高效全局求解方法。与分块迭代方法相比,全局求解方法的收敛性和计算效率均得到很大提高。     

CEFR整体冷钠池及其辅助系统温度场三维数值模拟

利用流体力学软件CFX对中国实验快堆（CEFR）整体冷钠池及其辅助系统进行详细稳态模拟计算,并验证运行工况下的热工设计。计算结果表明：冷钠池内存在热分层和热分区现象,确实存在冷钠池上板的高温区,同时泵腔室上部的温度较其他区域的高。本工作为反应堆功率提升及运行提供了技术准备。     

中国实验快堆堆芯出口区域温度监测点布置计算验证

借助通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆堆芯出口区域进行稳态热工数值模拟。利用模拟计算结果,对堆芯出口钠温监测点布置的合理性及对燃料组件内发生局部堵流监测的可行性进行了研究。结果表明：这些检测点的布置位置是合理的;应用这些监测点监测组件堵流是可行的。     

中国实验快堆堆芯出口温度脉动的数值分析

采用CFD软件Star CCM+对中国实验快堆（CEFR）堆芯出口区域的温度脉动现象进行了数值分析。计算中建立了1/4堆芯出口区域模型,采用额定工况下的堆芯出口温度、流量等边界条件,利用LES方法对该问题进行了计算,经分析得出：CEFR功率运行时堆芯出口区域下部的温度脉动主要集中在边缘组件（钢组件、调节棒组件）上方区,出口区域上部的温度脉动在各组件上方区均很显著。最大脉动振幅为19 K,显著脉动频率在5 Hz以下,属于典型的低频脉动。所得结论对下一步实验工作具有积极的指导意义。     

快堆堆芯水平抗震分析的单组件初步分析

快堆堆芯抗震分析是堆芯设计的重要组成部分，它将为堆芯在地震作用下的结构完整性评价和堆芯反应性变化分析提供必要的数据，同时为控制棒的可插入性评价提供参考。本文采用日本有限元程序FINAS，以中国实验快堆为例，对快堆堆芯水平抗震的计算方法和模型进行了研究，完成了单组件预分析，其中包括模态分析、自由振动分析和与刚性墙壁的碰撞分析，为堆芯多组件水平抗震分析作好了准备。     

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。     

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

中国实验快堆液封器性能实验研究

为验证中国实验快堆（CEFR）主容器液封器的安全性,设计建造了液封器研究实验装置。在该装置上进行了主容器液封器的超压保护动作实验、负压动作实验、超压动作后剩余压力实验及排气能力实验等研究。通过实验得到了主容器液封器的超压保护动作压力、负压动作压力、允许极限气流量及超压动作后进气管口剩余压力等重要性能参数。对实验现象和结果进行了分析研究,论证了主容器液封器性能实验结果应用于实际反应堆的可行性,为其在CEFR上的实际应用提供了可靠的依据。     

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。     

中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验

池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。     

小波变换在中国实验快堆钠泵故障诊断中的应用

叙述了当前国内外故障诊断的发展状态及其在核领域的应用情况 ;介绍了钠泵的常见故障和利用小波原理对钠泵进行故障诊断的原理和方法 ,并分别对碰摩、轴不对中、两个泵转速不平衡、松动和轴裂纹等所致故障进行识别 ,经过仿真实验证明了此方法的可行性