摘要：液态金属冷却快堆对于我国核能创新发展具有非常重要的战略意义,开发适用其的燃料性能分析程序对于快堆的设计与安全分析具有重要意义。本文基于多物理耦合平台MOOSE,开发了燃料性能分析程序LoongCALF,程序面向金属冷却快堆燃料元件。程序采用有限元方法和JFNK方法,能够求解核反应堆燃料的热-力耦合方程,从而得到温度、应力、应变及裂变气体释放等物理量在空间上的分布及随时间的变化。程序采用模块化设计,适用于芯块材料为UO 2和MOX、包壳材料为1515Ti和HT-9的燃料元件。为验证程序的准确性,设计了两个燃料元件算例,并使用LoongCALF程序与中国原子能科学研究院Fiber-Oxide程序对算例进行对比计算。结果表明,LoongCALF程序能够准确模拟液态金属冷却快堆稳态工况条件下燃料元件内部的燃料行为与关键参数演化。

摘要：使用ABAQUS软件编写相应的用户自定义子程序,初步建立了全陶瓷微封装燃料(FCM)的辐照-热-力耦合性能模拟方法,采用该数值方法对TRISO燃料球的堆内性能进行了模拟,并与程序BISON计算结果进行对比,验证了该模拟方法的有效性。同时,对FCM燃料的辐照-热-力耦合性能进行了数值模拟,结果表明,FCM燃料芯块的温度分布与力学分布均表现出较强的非均匀性,裂变气体释放对于FCM燃料的性能影响较大,FCM燃料内包覆层的环向应力与FCM芯块温度变化对于功率瞬态并不敏感。

摘要：采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。

摘要：为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、热工水力模块及中子物理模块的双向耦合。耦合平台采用模块化设计思想,利用中间数据接口管理耦合参数并明确各模块的“边界”,借助各模块的输入/输出文本文件实现耦合参数的更新与反馈,避免了对已有程序进行源码级修改。采用非对称Picard迭代算法实现模块间的双向耦合,将物理和热工模块看作黑盒子程序,在燃料热力学求解过程中依次调用RMC和ARSAC执行计算并交换数据,反复迭代直到收敛。本文从模块、接口及综合预测结果等方面对MCAT进行初步验证,结果表明MCAT能够准确预测燃料元件内功率、温度、结构变形及冷却剂状态等参数分布,表明MCAT平台在模块开发、耦合流程搭建及编码实现等方面的正确性。

摘要：在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

摘要：为了研究核反应堆堆芯中子学、热工水力和燃料性能分析等多物理耦合计算的不确定性,本文基于“两步法”计算软件Bamboo-C和燃料性能分析程序FEMAXI,通过再抽样方法实现了堆芯多物理耦合计算功能,采用统计学抽样方法对“华龙一号”堆芯多物理耦合关键响应进行不确定性分析。结果表明:“华龙一号”堆芯首循环临界硼浓度的不确定度为45.4×10-6~46.1×10-6;寿初期状态下径向和轴向功率分布的最大相对不确定度分别为2.1%和0.96%;寿末期状态下径向和轴向功率分布的最大相对不确定度分别为0.8%和0.83%。本文建立的多物理耦合不确定性分析方法为核反应堆的设计、运行和安全分析提供了有效的工具,有助于提高反应堆的安全性和经济性。