分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-01
摘要： 随着钠冷快堆商业化应用的发展，需要开发钠冷快堆一体化分析程序以提升对其安全评估能力。钠沸腾是钠冷快堆重大事故前的重要现象，钠冷快堆事故分析需要准确预测钠沸腾时的冷却剂热力学参数。本文介绍了正在开发的钠冷快堆一体化分析程序ISAA-Na的堆芯热工水力模型，并利用ISAA-Na对CABRI-BI1失流实验进行了模拟和分析。与实验数据对比表明，ISAA-Na相较于SAS4A、ASTEC-Na和SIMMER，在预测沸腾前冷却剂温度和压力方面更为准确。然而，在沸腾开始后，由于缺乏燃料熔化和包壳失效模型，没有考虑燃料和包壳的相变，导致高估了气泡的生长速度和两相界面的移动速度。总体而言，ISAA-Na所采用的多气泡液塞沸腾模型在CABRI-BI1实验分析中表现合理可靠。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-01
摘要： 不确定度量化已经成为反应堆物理分析的普遍需求，核数据的协方差数据是开展不确定度量化的基础数据。在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了协方差数据产生模块covar_calc，产生适用于蒙特卡罗程序的连续能量协方差数据库与确定论程序的多群协方差数据库。covar_calc可根据不同核数据在评价核数据库中的存储格式及不同的计算方法，分别处理评价核数据库给出的所有协方差数据，包括：平均裂变中子数、截面、次级粒子角度分布、裂变谱、共振参数、中子活化截面等数据的协方差数据。通过与核数据处理程序NJOY21中协方差数据制作模块的对比验证，表明NECP-Atlas制作的多群协方差数据库的精度与NJOY21相当,最大偏差小于0.1%。在此基础上使用蒙特卡罗计算程序NECP-MCX和不确定度量化程序NECP-UNICORN分别计算得到不同基准题的灵敏度系数，并分别结合连续能量协方差数据库和多群协方差数据库，利用“三明治公式”计算得到最终的不确定度。结果表明，基于NECP-Atlas制作的多群协方差数据库计算得到的不确定度具有与NJOY21相当的精度。连续能量协方差和多群协方差制作精确，满足蒙特卡罗程序和确定论程序使用需求。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-29
摘要： 神经网络可以基于大量数据学习输入输出变量之间的关系，具有强大的拟合能力，在包括核工程计算领域常用作程序的代理模型。中子输运计算作为中子学模拟的核心环节之一，其耗时较长的问题可以通过利用神经网络模型来解决。然而，神经网络模型具有一系列超参数需要设置，而手动调节这些超参数工作量大，重复繁琐，只能依靠经验进行，而且求解不同问题时这些超参数不可复用。为了解决以上问题，本文提出了一种采用贝叶斯优化(Bayesian Optimization)算法来调节神经网络超参数，结合了学习率衰减、损失函数优化方法，它可以针对不同问题的数据集，自动搜索超参数的最佳组合，以获得最佳性能，具有很高的灵活性和效率，泛化性强。本文对 TAKEDA基准题得到的堆芯关键参数进行拟合，结果表明有效增殖因数keff的平均误差在150pcm以内，TAKEDA1数据集上区域积分通量Φ的平均误差率为1.72%，最大误差率为7.56%。该研究可为人工智能在堆芯物理计算理论的应用提供一定参考。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-29
摘要： 随着核能的大规模开发，传统矿山铀资源已出现短缺的趋势，而海水提铀将是未来获得大规模铀资源的最可能的方式之一。光催化法因污染小、消耗能源少、材料再利用率高等优点，已成为近年来研究海水提铀的一个重要方向，其研究重点就是光催化剂的制备和选择。石墨相氮化碳光催化剂相对廉价、稳定，是较为理想的光催化剂；二氧化钛光催化剂能有效将放射性废水中的六价铀还原为稳定的四价铀，具有活性高、稳定性好、环境友好等优点。钒酸铋作为一种光催化材料，在光催化还原铀方面展现出显著潜力。本项目结合几种材料的光催化优势，制备了两种以石墨相氮化碳为原料的复合光催化剂，同时为了更好地在溶液中控制催化剂的流向，进一步将磁性赋予了复合光催化剂，制备了磁性复合光催化剂并用于海水提铀实验。结果表明，该两种复合催化剂均可用于光催化海水提铀，有望为铀资源的开发提供新的路径。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-29
摘要： 随着化石燃料逐渐枯竭，研制商业化的聚变反应堆成为解决能源问题的途径之一，而为了实现聚变堆氚自持运行，从聚变堆增殖包层中提取氚的技术有着重要研究意义。从经济性和可实现性角度出发，液态锂铅包层具有很大的优势和发展前景。本文对国际热核聚变实验堆（ITER）以及欧盟聚变示范堆（DEMO）所提出的液态锂铅包层中的氚提取技术，包括真空渗透法（PAV）、气液接触法（GLC）、真空筛板法（VST）三种氚提取工艺进行了综述，归纳总结了各个工艺的优劣势、所需辅助系统、技术问题等，并对其进行了性能比对，以期对聚变堆氚提取系统的设计研究提供思路和参考。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-28
摘要： 微通道换热器是一种有望用于高温反应堆的热交换器方案。在高温反应堆中，内压和温度是微通道换热器最主要的载荷来源。为了较准确地评估高温微通道换热器的安全性能，建立了换热器的宏、细观有限元模型，根据ASME III-5标准，对一种定制的高温微通道换热器在循环工况下进行了系统的应力评定、应变评定以及疲劳损伤及寿命预测方法研究。结果表明该高温微通道换热器满足ASME III-5和Code Cases N-898评定要求，并得到细观最大疲劳损伤值进而预测换热器最大安全使用寿命。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-28
摘要： 作为高温反应堆的候选换热器，印刷电路换热器（PCHE）运行环境非常苛刻且其技术成熟度低。在本工作中，设计了一种20kW PCHE并对其可能失效影响因素进行了分析。本文提出换热芯体分区均匀化方法，并模拟了换热器高温、高压运行环境，开展换热芯体宏、细观温度场数值仿真，最后，通过理论和初步数值仿真分析，对PCHE换热器可能失效部位、失效方式及后果进行预估。本工作为PCHE换热器安全评估的进一步研究指明了方向。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-23
摘要： 核电厂核岛机械设备在役检查规则（简称RSE-M，下同）是国内核电站机械设备在役期间通用的规范。随着制造工艺、焊接水平、无损检测手段以及试验数据的积累，RSE-M历经多个版本。文中就1997版到2018版RSE-M规范中裂纹扩展方法进行了对比研究，并参考1997版和2010版对某电站反应堆压力容器筒体与接管焊缝位置深埋裂纹开展疲劳裂纹扩展分析计算，结果表明参考2010版RSE-M规范得到的结果更为精确，能够更为精确的对核电站设备的寿命进行评估，降低电厂运行成本。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-23
摘要： 自动卸压系统(ADS)作为非能动安全技术的典型代表，执行事故后加速反应堆一回路卸压，衔接高压、中压和低压安全注入系统，维持堆芯冷却的功能。为了研究自动卸压系统卸压阀启闭特性及其对反应堆各系统的影响，基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象，将典型ADS触发事故作为始发事件，模拟了ADS前三级阀门不同开启速度及ADS第四级卸压阀关闭的工况，分析不同工况下各系统的响应情况。结果表明：ADS-1卸压阀需采用快开的方式；ADS-2和ADS-3卸压阀需采用慢开的方式；ADS-4对与小尺寸破口事故至关重要。通过ADS卸压阀启闭特性的模拟分析，为自动卸压系统的设计提供了参考，也为先进核电厂安全分析提供理论和数据支持。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-21
摘要： 氦氙冷却反应堆以氦氙混合气体作为布雷顿循环运行工质，具有循环效率高、功率质量比高和运行可靠等特点，在深空大功率核反应堆电源和无人潜航器核动力等领域具有广阔的应用前景。针对氦氙布雷顿循环系统运行特性，本文建立了涡轮机、压缩机、紧凑型换热器等氦氙布雷顿循环热力设备仿真模型，开发了氦氙冷却反应堆布雷顿循环运行性能分析仿真工具。以“普罗米修斯”氦氙冷却反应堆布雷顿循环系统为研究对象，分析循环各点参数与各部件性能对系统效率和系统比功的影响。结果表明：系统效率与系统比功均存在最佳压比，循环最高温度越高、最低温度越低，系统效率与系统比功越大；压力对循环的影响不明显，压力越大，系统效率与系统比功略微减小；回热器总热导率越大，系统效率越大，系统比功不变。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-20
摘要： 近年来我国能源清洁化率不断提高，以风电和光伏为代表的规模化新能源出力存在明显的波动性和不确定性，另一方面，电网的负荷需求、增长和总量达不到预期，这对电网的调峰能力提出了新的考验和挑战，为确保厂网安全，核电机组参与调峰越来越频繁,这对核电机组的核安全又带来了新的挑战，甚至可能会影响中国核电事业的长远发展。本文对核电机组参与电网调峰可能给电厂安全及系统设备造成的影响进行了分析，重点分析了参与电网调峰对电厂安全性、可靠性、经济性以及对三废处理的影响，并提出了合理化建议和改进方向，为我国核电机组的运行和参与调峰提供了示范思路。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-20
摘要： 核动力装置在自然循环条件下蒸汽发生器内会发生单相倒流，单相倒流对自然循环流动阻力和蒸汽发生器传热能力都产生了很大影响。为了从具有普适性的角度研究蒸汽发生器二次侧水位对单相倒流的影响，本研究建立了无量纲守恒方程。基于无量纲守恒方程，采用微扰理论获得了考虑二次侧水位的单相倒流临界点理论模型，在分析了二次侧水位对倒U型管压降的基础上，进一步分析了不同管长、无量纲阻力数、无量纲传热数条件下二次侧水位对临界点的影响。本文研究结果表明：二次侧水位降低导致倒流发生临界点逐渐接近原点；不同管长条件下二次侧水位影响规律相同；随着水位的降低，无量纲阻力数、无量纲传热数条件下对临界点的影响逐渐减小。本研究结论从理论上证明了二次侧水位对单相倒流的影响不利于倒流的发生，从机理层面解释了原因，可以辅助相关核动力装置的事故分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-17
摘要： 中子源系统是临界装置的重要系统设备，起到启动反应堆和消除监测盲区的作用。中子源系统需具备两大功能：一是中子源的贮存和屏蔽；二是将中子源安全平稳地往返于屏蔽罐和堆芯指定位置之间。基于临界装置对中子源系统的需求，设计了一种机电式系统，可安全平稳地将中子源从屏蔽罐输送至堆芯指定位置。通过检测钢丝绳对压力传感器的压力变化情况，实时判断系统是否发生故障；通过编码器与终端开关，可实时确定中子源位置。对此系统开展了试验验证，满足设计指标要求，并在临界装置上成功应用，结果证明其操作简单，可靠性高，重复性好，可快速发现并排除故障，具有非常好的实用价值。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-17
摘要： 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题，基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法，并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故（LBLOCA）、主蒸汽管道破裂事故（MSLB）的适用性研究。研究结果表明，事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数，可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程，模拟失真在可接受范围内或偏保守，适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-16
摘要： 弥散型燃料弹性性能是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。将弥散型核燃料元件视为一种特殊的颗粒复合材料，采用细观力学的方法，对芯体等效弹性性质进行计算。采用通用有限元软件ABAQUS，假设燃料颗粒在芯体中周期性分布，建立有限元计算模型。选取具有代表性的体积元作为研究对象，建立了热-力-裂变气体迁移耦合分析方法，计算得到芯体的等效弹性性能，分析比较了颗粒的体积含量、颗粒大小和燃耗对弥散型核燃料等效弹性性质的影响。研究结果表明,影响芯体等效弹性性质的主要因素是颗粒体积与燃耗。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-12
摘要： 反应堆堆芯全流域或大流域CFD计算分析有利于认知并预测堆芯热工水力精细运行状态，优化设计与运行，保障安全。但堆芯CFD计算分析面临巨量网格建模难、计算量大、耗时长、资源需求多等挑战问题，且CFD计算的堆型普适性差，变换堆型需重新开展全流程工作。为此，基于反应堆结构特点与冷却剂流动规律，研发了反应堆堆芯“专用”且不同堆型“通用”的CFD计算辅助支撑技术，能够分解CFD计算量，有效降低精细网格建模与计算分析难度，成功用于绕丝棒束组件、定位格架棒束组件、板元组件堆芯的全数全高度燃料组件代表域的CFD计算分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-07
摘要： 反应堆堆芯全流域或大流域CFD计算分析有利于认知并预测堆芯热工水力精细运行状态，优化设计与运行，保障安全。但堆芯CFD计算分析面临巨量网格建模难、计算量大、耗时长、资源需求多等挑战问题，且CFD计算的堆型普适性差，变换堆型需重新开展全流程工作。为此，基于反应堆结构特点与冷却剂流动规律，研发了反应堆堆芯“专用”且不同堆型“通用”的CFD计算辅助支撑技术，能够分解CFD计算量，有效降低精细网格建模与计算分析难度，成功用于绕丝棒束组件、定位格架棒束组件、板元组件堆芯的全数全高度燃料组件代表域的CFD计算分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-07
摘要： 氢化物是锆合金包壳管在核电厂正常运行过程中与一回路冷却剂发生锆水反应而产生的常见缺陷。本文利用分子动力学方法，采用COMB3势函数，构建含氢化物的锆基模型进行单轴拉伸模拟，探究了氢化物密度对锆力学性能的影响。研究结果表明，当氢化物密度在0~1078 µg/g时，随着氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量降低。在弹性阶段，氢化物密度的增加使应力集中区域增大，有利于位错形核；在塑性变形阶段，随着氢化物密度的增大，初始位错更倾向于在氢化物周围扩展。当氢化物密度在1078 ~ 2311 µg/g时，随氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量升高，这是由于氢化物密度较高时产生了大量位错并造成位错塞积。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-05
摘要： 弥散型燃料弹性性能是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。将弥散型核燃料元件视为一种特殊的颗粒复合材料，采用细观力学的方法，对芯体等效弹性性质进行计算。采用通用有限元软件ABAQUS，假设燃料颗粒在芯体中周期性分布，建立有限元计算模型。选取具有代表性的体积元作为研究对象，建立了热-力-裂变气体迁移耦合分析方法，计算得到芯体的等效弹性性能，分析比较了颗粒的体积含量、颗粒大小和燃耗对弥散型核燃料等效弹性性质的影响。研究结果表明,影响芯体等效弹性性质的主要因素是颗粒体积与燃耗。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-04
摘要： 神经网络可以基于大量数据学习输入输出变量之间的关系，具有强大的拟合能力，在包括核工程计算领域常用作程序的代理模型。中子输运计算作为中子学模拟的核心环节之一，其耗时较长的问题可以通过利用神经网络模型来解决。然而，神经网络模型具有一系列超参数需要设置，而手动调节这些超参数工作量大，重复繁琐，只能依靠经验进行，而且求解不同问题时这些超参数不可复用。为了解决以上问题，本文提出了一种采用贝叶斯优化(Bayesian Optimization)算法来调节神经网络超参数，结合了学习率衰减、损失函数优化方法，它可以针对不同问题的数据集，自动搜索超参数的最佳组合，以获得最佳性能，具有很高的灵活性和效率，泛化性强。本文对 TAKEDA基准题得到的堆芯关键参数进行拟合，结果表明有效增殖因数keff的平均误差在150pcm以内，TAKEDA1数据集上区域积分通量Φ的平均误差率为1.72%，最大误差率为7.56%。该研究可为人工智能在堆芯物理计算理论的应用提供一定参考。
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