板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。      

美瞬态反应堆实验设施成功完成首次核燃料试验

正【美国爱达荷国家实验室网站2018年9月18日报道】美国能源部(DOE)爱达荷国家实验室(INL)近日宣布,瞬态反应堆实验设施(TREAT)已完成恢复运行后的首次燃料试验。TREAT是一座结构简单、自约束的气冷反应堆,稳态运行功率为100 kWt,峰值瞬态功率可达19 GWt。利用该设施,可在假定的反应堆极端事故工况下对燃料组件进行实时监测,研究人员因此能够为反应堆中的燃料和材料设定     

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。     

SuperLWR在超临界压力下的安全分析

本文描述了带有向下流水棒的高温超临界水冷热堆（称为Super LWR）在超临界压力下的安全分析。选择了11种瞬态和4种事故作为安全分析所考虑的异常类型。包壳温度而不是热流密度被认为是重要的瞬态准则。直流冷却系统和向下流水棒系统体现了Super LWR的安全特征。与沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）不同,BWR和PWR“失去给水”同“失去反应堆冷却剂流量”一样重要。然而,向下流水棒通过热传导排出燃料通道的热量并依靠体积膨胀向燃料通道提供水量,在辅助给水系统启动前将缓解堆芯加热。在加压瞬态期间,与BWR不同,由于单相流中不存在空泡溃灭和在直流冷却系统中由流动停滞引起的冷却剂密度降低,Super LWR反应堆功率不会显著增加。所有瞬态和事故都满足准则要求。最热包壳温度在瞬态下大约增加50℃,在事故下最多增加250℃。瞬态下包壳处于高温的时间很短。     

液态燃料熔盐堆三维动力学程序开发及验证

液态燃料熔盐堆的燃料熔盐在一回路中循环流动,一回路高温熔盐既是燃料,又是冷却剂,大部分核裂变能直接释放在燃料熔盐之中。随着燃料熔盐流动,一部分缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursors,DNP）在堆芯外一回路中衰变引起反应性损失。液态燃料熔盐堆中子物理与热工流体紧密耦合,传统固态燃料反应堆堆芯核热耦合程序不再适用于液态燃料熔盐堆。针对液态燃料熔盐堆特点,建立了包含带对流项的DNP输运方程和带热内热源热工流体方程的液态燃料熔盐堆动力学模型,并基于节块展开法,开发了堆芯三维动力学程序ThorCORE3D。使用美国橡树岭国家实验室建造运行的熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment,MSRE）稳态和瞬态实验基准题,对ThorCORE3D程序进行了初步验证。结果表明：ThorCORE3D程序计算值与MSRE实验值吻合良好,适用于液态燃料熔盐堆稳态设计与瞬态分析。     

压水堆燃料棒堆内瞬态试验技术研究

燃料棒堆内瞬态试验是高性能燃料组件研究的重要课题之一。试验的最终目的是确定国产压水堆燃料棒在不同燃耗下运行的破坏阈值,研究其破坏机理,为国产高性能燃料组件的设计积累数据。 瞬态试验的堆内试验于2001年5月在中国原子能科学研究院重水研究堆上进行。试验装置位于反应堆的中央孔道,燃料棒的释热由堆内试验回路带出。试验中燃料棒的功率跃增是通过移动固体中子吸收体实现的,即反应堆在稳定运行时,利用移动固体中子吸收体调节反应堆局部功率的方式,使燃料棒的辐照功率由低功率跃增到高功率。为获取功率测量数据并验证试验的可重     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院（KAIST）设计的超临界二氧化碳模块化微型堆（MMR）为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

灵活燃料循环革新型水冷反应堆（FLWR）的概念设计和循环特性

提出了一种基于轻水反应堆（LWR）技术丰富经验、应用灵活的燃料循环的革新型水冷反应堆（FLWR）概念设计。该设计的目的是通过两个阶段的钚多次循环,实现有效和灵活地利用铀和钚的资源。在第一阶段中,FLWR堆芯是实现高转换型堆芯的概念设计,基本上平稳地保持现有轻水堆和来自轻水堆铀-钚混合氧化物（MOX-LWR）燃料技术的技术连续性,从技术的观点看没有重大的差异;第二阶段的堆芯将是一种慢化剂-减少型水冷反应堆（RMWR）堆芯的概念设计,达到大于1．0的高转换率。钚（Pu）的多次循环,对于长期持续的能量供应是有利的。FLWR是一种沸水堆型（BWR）反应堆,其堆芯设计特点为：堆芯呈短粗状,装载以三角形的栅格排列的燃料棒组成的六角形燃料组件,装有高富集度的混合金属氧化物（MOX）燃料和Y形控制棒。堆芯在两个阶段中使用一致的和相同尺寸的燃料组件,因此在反应堆运行寿期内,在同一个反应堆系统中,前一个反应堆堆芯概念设计可以过渡到后一个堆芯概念设计,这样就可以灵活地响应天然铀资源未来情况的预期变化,或建立金属氧化物乏燃料的经济的后处理技术。 完成了堆芯设计的详细研究,结合其他有关的研究,迄今为止所获得的结果已经表明所提出的这种反应堆概念设计是可行并具有发展前景的。     

压水堆燃料棒堆内瞬态试验功率调节装置设计

燃料棒功率瞬变调节技术是燃料元件堆内瞬态行为试验研究中的关键技术之一.本工作设计功率调节装置,以实现对燃料棒在堆内瞬态试验过程中的功率调节.该装置由驱动机构、固体中子吸收体、控制系统组成.堆内外的试验结果表明功率调节装置运转顺利,控制系统可控制吸收体以不同速度上下运动,同时又可在事故情况下停止吸收体的运动,以确保反应堆安全.     

铅铋冷却快堆瞬态超功率事故分析

借助中子学与热工水力学耦合的安全分析程序对铅铋冷却快堆概念设计模型的有停堆保护瞬态超功率(PTOP)和无停堆保护瞬态超功率(UTOP)进行了模拟,并对反应堆的安全特性进行了分析。结果表明,在有停堆保护瞬态超功率过程中,由于停堆保护作用,燃料、包壳及冷却剂温度都远远低于设计限值;对于无停堆保护情况,燃料、包壳及冷却剂等的温度先增大后减小,在约200 s后达到了新的稳态,各参数的峰值均小于安全限值,表明反应堆是安全的。     

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。     

脉动流下棒束通道内相位差及瞬态流场研究

事故条件及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为具有瞬变及多因素耦合特性,对反应堆的安全提出更高挑战,因此有必要对燃料组件内瞬态特性进行研究。本文通过测量棒状燃料组件内压降和流量之间延迟时间开展棒束通道脉动流条件下相位差研究,对比了相位差在不同振幅、不同流动状态下的变化特性,并分析了定位格架对脉动流相位差的作用特点。另外,基于粒子图像测速（PIV）技术开展了脉动流条件下棒束通道内流场分布特性研究,对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了主流具备不同加速度时棒束通道内流场分布特征。实验结果表明：定位格架可减小脉动流下棒束通道内相位差;棒束通道内流场演化滞后于主流量变化。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。     

高转换水反应堆设计

本文提出了一种高转换反应堆堆芯的新概念,这种堆芯由浓缩钚的稠密栅格燃料元件构成。这些燃料单元由较高浓缩度（混合氧化物燃料）和天然铀组成。因此堆芯是由高浓度和低浓度燃料层交替构成,具有这种堆芯的反应堆被称为“大夹心面包”。由于频谱效应和进出不同的区域的泄漏,发现这种反应堆具有〉0.9的高转换比和负的空泡系数、相对长的循环、6%可裂变钚的平均浓缩度。发现了几种有趣的频谱效应并进行了分析。     

高燃耗下M5合金包壳燃料棒稳态和瞬态性能分析

修改并验证了分析程序FEMAXI-IVM,增加了程序的适用范围。对采用M5合金包壳的FA300-4高性能燃料组件中的燃料棒在稳态和瞬态运行工况下的燃料性能进行了分析。结果表明,此种燃料棒在稳态和瞬态工况下都能保持其完整性,能保证反应堆的安全运行。     

气体透平氦气模块堆的事故分析

气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明,稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值,ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热,保证反应堆安全。     

线功率密度和DNBR保护在田湾核电站的应用

堆内核测量系统是田湾核电站反应堆监测、控制和诊断系统的重要组成部分,在机组正常运行和瞬态工况下实时计算和监测反应堆参数。首次在田湾核电站将燃料棒线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)信号作为对反应堆的在线保护信号,达到了反应堆安全和经济运行的目的。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

基于流固热耦合的燃料元件包壳结构完整性分析

反应堆系统发生瞬态工况时,冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击,危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象,采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明:定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度;包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯,向与弹簧接触的一侧凸起;包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大,且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度,将发生强度失效,影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。      

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验，开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置，能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下，在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明，稳态和短期瞬态运行工况下，不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值，满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度，堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响，减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。