摘要：SiC复合包壳热导率在辐照后显著下降,且在发生芯块-包壳机械相互作用时会受到较大的拉应力导致失效。为改善SiC材料导热性能差导致燃料温度过高及芯块-包壳机械相互作用导致包壳失效的问题,提出了使用液态铅铋合金(Lead-Bismuth Eutectic,LBE)填充芯块-包壳间隙的设计。基于FRAPCON程序添加了芯块-包壳间隙材料填充模型,对液态铅铋合金填充间隙的双层SiC包壳燃料棒进行了初步分析,并优化了设计参数。对比了三种燃料棒(UO_(2)-SiC、含中心孔的UO_(2)-SiC、UO_(2)-LBE-SiC)在正常运行工况下的性能。结果表明:中心孔芯块设计不能避免UO_(2)-SiC燃料棒的失效,优化设计后的UO_(2)-LBE-SiC燃料峰值温度下降约200 K,LBE填充芯块-包壳间隙也避免了芯块-包壳机械相互作用的发生,外层包壳最大拉应力为5 MPa,燃料棒失效概率小于1×10^(-6),可满足安全性要求。

摘要：核反应堆是核能应用的核心装置,核反应堆堆芯物理分析是核反应堆设计和运维的核心技术.但长期以来,我国核反应堆堆芯物理分析软件主要依赖进口,在核能技术全面自主化的进程中,核反应堆物理分析软件自主化已成为亟需解决的重大课题.本文介绍了从源头评价核数据库、到应用核数据库制作、再到堆芯物理分析的全过程自主化研究成果,并在我国现役的华龙一号、M310及其改进型、VVER1000等代表性压水堆堆芯分析中实现了工业应用.应用结果表明:基于国产评价核数据库CENDL-3.2、国产核数据处理软件NECP-Atlas和国产压水堆堆芯物理分析软件Bamboo-C,对我国各种型号的压水堆堆芯关键安全参数的计算值与实测值之间的误差均满足工程应用需求,为核反应堆堆芯物理分析技术全过程国产化替代奠定了基础.

摘要：堆芯内燃料元件最热通道的流动传热特性是反应堆热工设计及安全分析的重要研究对象。针对固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆FuSTAR堆芯方案的热工水力设计,本文开展适用于FuSTAR 4种堆芯设计方案的最热通道热工水力特性的三维数值分析。基于候选的堆芯设计方案,将物理计算得到的最热元件线功率分布作为最热通道热工计算能量源项,先后进行温度-热点和速度-压降对比分析。温度-热点对比分析计算结果表明,4种堆芯设计方案热点温度均在温度限值以下,HCF_TRISOC方案热点温度最低,芯块及包壳内、外温差最小、温度分布最均匀,因此具有较好的传热特性,有利于减小热应力。速度-压降对比分析结果表明,HCF_UZr方案具有最大的横流强度和最小的压降,有利于强化换热和节省泵功率。综合上述分析结果,HCF_TRISOC方案具有最优的传热及安全特性,拟选作FuSTAR的燃料元件方案。本文研究结果可为FuSTAR堆芯设计及堆芯方案的选择提供参考依据,为堆芯的进一步优化提供指导。

摘要：三代压水堆堆芯运行中根据自给能中子探测器(SPND)响应电流快速获得总功率,称之为最佳指示功率估计。现有技术基于钒SPND的总电流与总功率间的线性关系假设(称之为总电流估计法),因无法区分不同电流组分的时间响应,而无法适用于瞬态运行过程。为了提升对运行过程的监测能力,基于压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo中的SPND响应电流计算功能,提出了基于钒SPND瞬发电流的最佳指示功率估计方法(称之为瞬发电流估计法),同时用于瞬态和稳态运行过程,并与已有方法进行了定量对比分析。数值结果表明:(1)在稳态运行过程中,总电流估计法和瞬发电流估计法给出的最佳指示功率偏差均小于1%额定功率;(2)在堆芯快速降功率(RPR)棒组落棒的瞬态过程中,总电流估计法的偏差大于50%,而瞬发电流估计法的偏差小于1%。

摘要：搅混翼对降低堆芯热点因子有着重要作用,目前关于搅混翼精细结构对流场影响的研究较少。为了更加深入了解搅混翼结构特征对堆芯热工水力性能影响,开展搅混翼结构与流场的相关性研究。首先通过几何自动化构型与计算技术,实现撕裂式搅混翼结构的参数化、自动化构建及计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)计算。其次,通过对搅混翼结构参数的正交设计及模拟结果分析,明确了搅混翼结构对流场压降及横流速度等热工参数影响。在撕裂式搅混翼几何结构下,不同搅混翼出口压力最大相差1.1 kPa,为整个计算流体域平均压降的41%,不同结构的搅混翼下的横流速度最大相差1.1 m·s^(−1),最大横流速度为平均横流速度的173%;搅混翼角度与流场相关性强,对交混效果影响最大,其次是搅混翼形状和长度,采用较优的搅混翼设计,热边界条件的设置对流场结果的影响较小。本研究为后续搅混翼结构研究及工程应用提供设计依据。

摘要：为满足偏远地区供电需求,提出了一种小型可运输长寿命铅铋冷却快堆(STLFR)堆芯设计方案,额定热功率为20 MW,在不换料条件下可运行18 EFPY(有效满功率年)。为减小堆芯体积,堆芯采用蜂窝煤型燃料组件,内设若干冷却剂管道,管外为燃料,实现了较高的堆芯燃料体积占比。为展平堆芯径向功率分布,将堆芯燃料区沿径向划分为三区,分别采用不同的冷却剂管道尺寸。为降低堆芯高度,设计使用含高富集度6Li的液态锂作为吸收体的液态吸收体控制系统。为降低初始剩余反应性,在堆芯控制组件与安全组件中布置两组固定式可替换吸收体,分别在堆芯燃耗1/3和2/3寿期时替换为固定式反射体。提出的堆芯设计方案在整个运行寿期内满足热工设计限值,控制系统和安全系统能独立满足堆芯控制和停堆要求。采用准静态反应性平衡方法对5种典型无保护事故工况进行分析,初步证明了堆芯具有固有安全特性。

摘要：NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。

摘要：热管堆用高温热管的设计是存在约束的多目标优化问题,本文旨在实现高温热管的快速多目标设计优化。针对高温热管,考虑干道、槽道、丝网、烧结等吸液芯,基于改进热阻网络法,采用非支配遗传算法Ⅱ对热阻和毛细质量流量进行优化。结果表明,热管性能与工质和吸液芯有关,圆形和矩形干道采用工质钾更佳,三角槽和烧结纤维采用工质钠更佳;钠热管中热阻性能优劣依次为环形干道、丝网、矩形槽、烧结颗粒、烧结纤维、三角槽、圆形干道、矩形干道,流量性能优劣依次为环形干道、丝网、烧结颗粒、矩形槽、矩形干道、圆形干道、三角槽、烧结纤维;在800~950 K范围内,工作温度提升导致除环形干道外热阻减小89.9%以上,流量增加320.8%以上,环形干道中热阻减小93.5%,但流量减小8.8%。本研究可为核反应堆高温热管设计优化提供参考,提升高温热管性能。

摘要：热管冷却反应堆(简称热管堆)采用固态堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量,具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆(NUSTER-100)为研究对象,基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型,根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析,提出电功率串级控制方法,其中内环为核功率调节,外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础,设计了电功率串级控制系统,并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证,仿真结果表明,所设计的串级控制系统满足控制性能要求,可以实现反应堆的安全可靠运行。

摘要：热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点,是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置,设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析,使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明:热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度,围板进出口宽度几乎不影响换热能力,而延长围板下部不利于自然循环;3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率,并在5~25℃的环境温度下均可正常工作。