-
压水堆核电厂运行中燃料棒破损会导致冷却剂放射性活度升高,不仅增加乏燃料存储、运输和处置的困难,严重时也会影响机组运行,因此需要及时对燃料破损情况开展诊断和检查.介绍了压水堆中裂变产物的产生和迁移机理,建立了通过裂变产物监测活度诊断燃料棒燃料破口的分析方法,结合某压水堆实际运行的典型案例识别出燃料棒微破口情况下不同类型裂变产物的释放特征,可以通过特征裂变产物的产生释放比(R/B)与衰变常数(λ)的拟合指数随时间变化来确定燃料破口演变过程,并通过停堆后啜漏检查对模型诊断结果进行确认.研究结果可以快速准确识别和定位破损燃料组件,降低破损燃料处理对核电厂大修工期影响.
压水堆微破口释放产生比裂变产物释放
-
核燃料元件是反应堆堆芯的核心部件,其燃料棒的动态特性直接决定结构的可靠性,并深刻影响反应堆的安全运行.为开展燃料棒的模态特性研究,先将燃料棒简化为等截面均质梁,推导其模态解析解,并建立有限元模型进行模态分析,在此基础上,采用激光多普勒测振系统开展模态试验,获取燃料棒的模态参数,结合动力有限元模型修正技术,以试验结果为基准对有限元模型进行修正.研究结果表明,激光测振技术能够获取完整的模态信息,所得结果与解析解及仿真结果具有良好的一致性;采用改进型正交模型—正交模态修正方法可有效降低频率误差,获得更高保真度的有限元模型.
模拟燃料棒自由模态激光多普勒测振有限元模型修正非接触测量
-
功率分布及栅格结构的引入改变了燃料组件冷热通道分布及子通道的通流面积,进而影响了子通道间的定向横流及湍流交混.本文针对带栅格的光棒组件,采用计算流体动力学(computational fluid dynam-ics,CFD)方法及子通道程序 ATHAS-LBE,求解了一定功率分布下子通道的交混特性.CFD计算结果显示,栅格下游横流交混指数达到峰值后近似负指数幂形式进行衰减.对于不同子通道类型,横向交混由内层中心通道向外层边角通道加强.湍流交混除均一功率分布没有显著差异外,边角通道的湍流交混的轴向平均值比中心通道高.冷热功率对边分布下的横向交混及湍流交混整体上均高于均一功率分布及中心外围功率分布.子通道计算结果显示,湍流交混系数越大,各个子通道温度差异越小,组件出口温度越均匀.
燃料组件横向交混湍流交混CFD子通道功率分布
-
铅铋快堆是第四代核能系统的重点堆型之一,燃料组件是铅铋快堆堆芯的核心设备,其内部复杂的热工水力现象关乎反应堆安全.本文以铅铋快堆燃料组件模拟件为研究对象,开展了 CFD热工水力特性模拟,将 CFD模拟结果与试验结果进行了对比,验证了数值模型及方法的可靠性.同时,通过 CFD模拟,对燃料组件模拟件额定功率下的稳态运行工况进行了详细的热工水力特性分析,可支撑铅铋快堆燃料组件的热工水力设计.分析结果表明同一高度截面上,组件内外棒束通道的流量存在不均匀性,内外棒束包壳壁面温度及通道内铅铋冷却剂温度均存在一定差异;随着高度的增加,流量不均匀性逐渐减弱,温度趋于稳定;棒束包壳壁面温度在棒束发热段顶部达到最高,棒束包壳最高温度在设计可接受范围内.
铅铋快堆燃料组件热工水力
-
压水堆中氧化腐蚀产物在燃料棒上沉积形成氧化腐蚀产物沉积层,威胁核电站的安全性与经济性.为探明腐蚀产物的沉积机理和沉积层的生长规律,明晰堆芯冷却剂通道内多组分溶解态腐蚀产物的分布特性尤为关键.目前,针对堆芯主流区域溶解态腐蚀产物分布的计算方法仍未形成系统体系.本文提出了一种基于化学平衡的多组分溶解态腐蚀产物分布特性计算方法,通过 Fluent UDF(user defined function)将热力学参数修正模块和化学平衡求解模块集成,用于计算堆芯子通道冷却剂主流区域中多组分溶解态腐蚀产物的浓度分布和过饱和特性.分析了多组分溶质的三维分布规律,确定了 Fe(OH)2、Ni(OH)2 为溶解态腐蚀产物的主要组分,并验证了温度、pH、多组分浓度和过饱和度分布的周向不均匀性.由于周向上速度和温度分布的不均匀性,中心区域和间隙区域的 pH差值超过 0.15,溶解态腐蚀产物析出的驱动力也沿周向发生变化.还分析了过冷泡核沸腾对多组分溶质分布特性的影响,发现相变加剧了流体的对流与混合,使pH产生两段约0.08的阶跃性上升,腐蚀产物的各组分浓度也随之发生阶跃变化.
压水堆水化学腐蚀产物多组分溶质化学平衡
-
本文以典型兆瓦级热管堆核动力系统为研究对象,针对兆瓦级核动力系统集成度高、强耦合及安全边界预估困难等问题,构建基于 modelica语言的反应堆系统数字样机.基于所研发数字样机,开展了核动力系统反应堆功率线性提升与功率稳定性调节的数值模拟.计算表明,依靠反应性主动控制系统,反应堆功率、燃料峰值温度及热管吸热功率等主要参数波动能始终保持在 4%以内.进一步地,分析了该核动力系统在单根热管失效、反应堆丧失部分冷却事故下的安全特性.计算发现,即使不采取控制棒紧急停堆或反应性主动调节策略,燃料峰值温度、热管峰值温度、最大热管输热功率等参数能始终保持在安全限值以下,反应堆安全性能得到有效保证.
兆瓦级热管堆核动力系统数字样机modelica语言参数波动反应堆安全
-
螺旋十字核燃料因其传热路径短、比表面积大、自交混与自定位能力强等优势,被视为未来先进反应堆的潜在替代燃料形式.为深入揭示该异形通道内的相态分布规律,采用双探头电导探针,对 4×4螺旋十字棒束通道内的气液两相流局部参数进行了实验测量,系统研究了泡状流下不同液相表观流速和气相表观流速下的空泡份额、气相速度及界面面积浓度等相态分布特性.实验结果表明,通道内气泡分布受横向流动、旋流、升力及气泡自身螺旋轨迹等多种机制协同调控.在相邻棒束形成的间隙区域,强烈的横向流动与旋流促进了一群气泡的聚集与合并,形成尺寸更大的一群或二群气泡,导致该区域中心空泡份额与界面面积浓度显著升高;同时,升力作用驱动气泡向叶谷区迁移,而横向流动将小气泡推向叶片尖端,导致相邻棒之间区域呈现明显的凹形分布特征.随着液相表观流速升高至 1.5 m/s,湍流强度增强,对气泡聚并产生抑制作用,二群气泡数量减少,系统整体相态分布逐渐转由一群气泡主导.本文结果可为螺旋十字核燃料棒束通道内两相流局部参数预测模型的建立及其反应堆热工水力设计与安全分析提供实验依据.
螺旋十字核燃料棒束通道电导探针相态分布泡状流
-
为研究钠冷快堆严重事故下非共晶熔融物在棒束通道内的流动凝固特性,设计搭建了 19棒束实验装置,采用 NaNO3-KNO3 二元非共晶熔融物,分别在不锈钢棒束与锡棒束中开展了对比实验.通过布置热电偶阵列获取温度瞬态数据,并结合凝固形貌观察与拐点法对流动前沿进行追踪,系统分析了熔融物扩展特性及影响机制.结果表明,熔融物扩展过程中温度呈现三阶段演化特征,且扩展能力由内层向外层逐步衰减,局部凝固堵塞引发的分流效应和能量再分配是熔融物在棒束通道中持续扩展的关键机制.不锈钢壁面导致熔融物在入口快速凝固并伴随温度振荡,凝固产物以致密微晶层为主,体现出纯传热主导机制.锡壁面因高导热与低熔点使入口峰值温度降低、高温期延长但阻塞加剧,凝固产物演变为粗糙表面及分层粘连,反应机制转向热质耦合.研究结果可为钠冷快堆严重事故下燃料组件的安全分析与结构优化提供技术支撑.
钠冷快堆熔融物非共晶凝固流动前沿
-
铅冷快堆作为第四代先进核能系统的典型代表,其冷却剂输运机制包括强迫循环与自然循环两种.在自然循环工况下,液态金属工质受浮力影响呈自然对流或混合对流.为了探索完善液态金属湍流热通量模型的创新方法路径,并为铅冷快堆非能动安全系统的设计优化提供数值方法和理论支撑,本研究基于 OpenFOAM构建二阶矩闭合模型(DHFM),通过高精度数值模拟方法对 NACIE-UP基准实验开展多维度验证.数值结果表明:DHFM预测的 Nu与实验数据及关联式间的相对误差为 13.5%～22.9%,证实了 SST k-ω-DHFM在复杂几何通道内液态金属流动传热模拟中的适用性;绕丝结构会诱发显著的流动分离现象,在棒束间隙区域形成特征性涡旋结构,出现横向流,导致冷却剂流速场呈现非对称分布特征,并引发局部热负荷集聚效应.本工作通过构建浮力驱动下液态金属流动传热的精细化模型,为铅冷快堆非能动安全系统的优化设计提供关键理论支撑.
液态金属浮力作用二阶矩闭合模型OpenFOAM
-
ENDF/B系列的最新版本评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.1 已于2024 年10 月发布,其数据相较上一版本评价核数据库有一定更新.基于核数据处理程序 NECP-Atlas,使用 ENDF/B-Ⅷ.1 评价核数据库加工制作了ACE格式堆用核数据库.通过对国内外快谱实验装置的筛选,选取了涵盖不同燃料、几何、冷却剂的一系列快谱实验装置,利用 RMC程序对制作的 ACE格式堆用核数据库进行了适用性分析,并与上版本的 ENDF/B-Ⅷ.0 计算结果及 RMC程序自带的 ENDF/B-Ⅶ.0 的计算结果进行了对比.数值结果表明:ENDF/B-Ⅷ.1 评价核数据库能够应用于快谱实验装置的蒙卡计算,实现对有效增殖系数、控制棒价值等参数的计算.计算结果表明,ENDF/B-Ⅷ.1能够应用于快谱实验装置的蒙卡计算,同时由于 ENDF/B-Ⅷ.1 对 Pu-239 截面进行了重新评价,且与之前版本评价核数据库的差异较大,因此在计算含 Pu燃料的临界试验装置时,可能会得到与其他版本评价核数据库偏差较大的计算结果.
评价核数据库快堆核数据处理蒙卡方法
