快堆堆芯组件抗震分析方法研究

快堆堆芯组件的抗震安全评价是国家核安全局审评的重要内容,也是中国实验快堆(CEFR)取得装料许可证的必要条件之一.本文使用有限元分析软件CAST3M[1],首先对堆芯单排组件在空气中及液钠中进行抗震响应分析,经比较可以看出,考虑流固耦合作用对计算结果的影响非常显著.在此基础上,对液钠及组件进行单独建模,考虑流固耦合的作...     

采用变化附加阻尼的快堆堆芯组件抗震分析方法的研究

对快堆堆芯组件进行的抗震分析需要考虑冷却剂与堆芯组件之间的流固耦合作用。在之前的分析中,大多数人将流体附加阻尼处理为定值。实际上冷却剂对组件的作用还随着组件间的间隙变化而变化,其带来的附加阻尼应为变量。为更准确地模拟堆芯组件的振动,本文采用变化附加阻尼对快堆堆芯组件的抗震分析方法进行了研究。建立了快堆堆芯单排（5根）堆芯组件的抗震分析计算模型,对该模型进行了附加阻尼为定值和随间隙变化两种情况下的抗震分析,结果显示了考虑变化附加阻尼的堆芯组件抗震分析方法的可行性与有效性。本文所使用的模拟方法更为贴近堆芯组件的振动情况,为更为真实地模拟快堆堆芯组件的地震响应打下基础,这也有助于减少结构设计的保守性,具有一定的工程价值。     

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。     

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。     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。     

吸氧材料对快堆元件包壳内壁腐蚀的抑制作用

根据快堆燃料／包壳化学相互作用（ＦＣＣＩ）的机理，选用Ｃｒ、Ｚｒ、Ｎｂ粉末（分析纯）分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内，进行ＦＣＣＩ堆外模拟试验，并与不加吸氧材料的包壳管内壁腐蚀相互比较，以腐蚀形貌、腐蚀深度、模拟裂变产物对包壳管的渗透以及包壳管组分元素分布等方面的相对变化，观测和评述了所加吸氧材料在抑制包壳管内壁腐蚀中的作用。结果表明，所选吸氧材料对包壳管内壁腐蚀均有明显的抑制作用，其抑制效率大小的次序为Ｎｂ＞Ｚｒ＞Ｃｒ     

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。     

6 核电站用M5合金包壳管疲劳性能研究

M5锆合金是法国法马通公司开发研制的新一代燃料包壳材料，现已用作第3代改进型燃料组件AFA-3G燃料棒的包壳。     

快堆燃料组件热工流体力学计算研究

对于钠冷快堆,在燃料和包壳最高温度等设计限值下,为获得较高的堆芯出口温度,需深入分析燃料组件内的热工流体力学问题,准确预测组件内的冷却剂温度分布。本文在CRT模型和F.C.Engel等人工作的基础上,提出了ICRT压降关系式,用以计算冷却剂在湍流区、过渡流区和层流区的棒束压降;引入CRT模型和WEST对流传热模型,改进了SUPERENERGY子通道分析程序,并将改进程序与原程序计算结果进行了对比,结果表明：最热子通道出口温度略有降低,液膜温压略有增加;并用计算流体力学软件CFX对中国实验快堆单盒燃料组件活性段进行了三维数值模拟,将计算结果用CRT模型、ICRT压降关系式及改进后的SUPERENERGY子通道分析程序进行了验证,相互符合较好。     

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。     

俄罗斯无机材料研究院关于快堆燃料包壳材料的研究

俄罗斯无机材料研究院(ВНИИНМ)是材料学研究和核燃料循环工艺、裂变核材料处理工艺等领域的著名研究机构,在快堆堆芯结构材料方面该院借助于俄罗斯丰富的钠冷快堆运行和材料学研究经验,以BOR-60和BN-600为研究试验平台,以提高BN-600和BN-800性能及开发更加先进的BN-1200为目标,开展了大量燃料棒包壳及燃料组件外套管材料的研究.本文是对ВНИИНМ近几年研究成果在俄罗斯科学杂志和研讨会上发表报告的调研、翻译和汇总,供我国有关钠冷快堆技术研究和工程设计人员参考.     

Progress of China Experimental Fast Reactor Project in 2010

On 4th June 2010, we have finally got the permission of restoring loading from National Nuclear Safety Administration; on 5th June implemented the first loading; on 21st July CEFR realized the first criticality. B stage commissioning was finished on 30th November, and also, preparations for the power     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。     

中国实验快堆核反应率分布测量试验研究

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。     

中国实验快堆工程项目建设的进度管理

中国实验快堆是国内首座快中子反应堆,是国家＂863＂高技术研究发展计划能源领域的重大工程项目。2011年7月21日,中国实验快堆实现并网发电,工程项目建设目标得以实现。作为大型复杂的核电工程项目,进度管理工作是其全部项目管理活动的重要组成部分,文章全面论述了中国实验快堆工程项目建设的进度管理活动。实践证明中国实验快堆工程项目建设进度管理工作的开展科学、规范、高效,对于今后大型快堆核电厂工程建设具有可利用价值,并可资相关领域工作人员进行参考。     

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。