分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-08-07
摘要： 核设施气态流出物监测系统需要对放射性物质进行连续取样和测量，气溶胶受到布朗扩散、重力、湍流等作用会在取样管道内产生沉积。本文针对水平取样管道微米级气溶胶穿透效率开展实验，并与国内外现有的经验公式和发表数据进行了对比验证。考虑有效粗糙度、湍流扩散、重力沉降的共同影响，提出了适用于扩散区与扩散-碰撞区的沉积速度预测修正公式，预测值与实验结果较为吻合。实验结果表明：由于粗糙度会改变了近壁处流场和沿程阻力，所以不同粗糙度对沉积速率有显著影响，微米级的粗糙度改变也可能会使湍流沉积速率变化一个数量级。水平管中处于扩散区的气溶胶，其沉降受重力和布朗扩散机制共同控制，具有较低的沉降速度。位于扩散-碰撞区的气溶胶，穿透率受重力、湍流涡和管道内滞留时间的共同影响，会存在最佳取样风速点，使得穿透率达到最大值。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-30
摘要： 创新是引领发展的第一动力，是实现我国核能跨越式发展的重要手段。超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种最有研发前景的四代堆之一，是唯一的轻水冷却反应堆。对于发展良好的压水堆、沸水堆和超临界火电机组，超临界水冷堆具有很好的经验借鉴性和技术继承性。对于以压水堆为主要堆型的中国而言，超临界水冷堆技术的研发是中国核电实现可持续发展的重要途径。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-30
Yun-Xiang Li
Run-Sheng Yang
Yue Li
Xing-Kang Su
Zi-Nan Huang
Lu Meng
Song Li
Bin Xi
You-Peng Zhang
Lu Zhang
Wei Jiang
摘要： To improve the heat transfer efficiency of the coolant in lead-based fast reactors, this study optimized the configuration and rotational direction of the spacer wires in fuel assemblies to design a new-pattern fuel assembly. This study conducted detailed comparisons between traditional and new pattern fuel assembly rod bundles utilizing the open-source computational fluid dynamics platform, OpenFOAM. The results indicated that the new design may significantly reduce the pressure drop along the rod bundle, which is beneficial for lowering the pressure drop. Furthermore, this new design improved coolant mixing in the subchannels, which facilitated a more uniform temperature distribution and lower thermal gradients at the assembly outlet. These factors collectively reduced the thermal fatigue and creep in nearby internal components. Overall, the new-pattern fuel assembly proposed in this study may have better heat transfer performance, thereby enhancing the Integrated Thermal-Hydraulic Factor by 48.2% compared to the traditional pattern.
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 分类： 材料科学 >> 材料科学（综合） 提交时间： 2024-07-27
摘要： 钙钛矿氧化物中的氧八面体旋转与其物性密切相关，近期同步辐射三维衍射技术的发展为高效表征氧八面体旋转对应的超晶格半指数峰提供了可能，但定量分析仍有困难。理论上的计算模拟可以为半指数峰测量提供指引，并为其定量分析奠定基础。本论文基于晶体衍射运动学基本理论，推导出比较普适的氧八面体旋转对应的半指数峰强度的定量计算公式；通过编写程序，模拟了27种旋转模式下的强度分布，并总结出对应的半指数峰出现规律；基于这些规律，可以预测或判定实验中半指数峰的来源；两种典型示例验证了模拟结果与实测结果相符。该工作将促进同步辐射衍射在钙钛矿氧八面体旋转表征中的应用。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-25
摘要： 池式研究性反应堆是当前全球多用途研究堆中的重点堆型，因其在安全特性、多用途性和运行维护等方面的突出表现而备受关注。在池式堆中，热功率为1-10MW的小型研究堆方案设计最为成熟，应用场景最为广泛。根据开展RERTR（Reduced Enrichment Research and Test Reactor）低浓化项目并进行堆芯重新设计的全球小型池式研究堆所属不同燃料类型进行区分，介绍了基于 氧化铀、铀铝 、铀硅 、 铀钼合金和 UZrH五种燃料的全球在建和在役的小型池式研究堆重点案例。通过横向对比探究分析得出：未来小型池式研究堆采用紧凑型堆芯设计，高密度低浓铀为燃料，以紧凑可移动式小堆芯为基础，以大水池内中子源应用设施为主体的发展方向。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-24
摘要： 针对现场85Kr惰性气体监测仪不易拆卸、需连续工作、缺少量值传递标准、传统校准方式仅测量效率等问题，该文基于气体扩散理论设计了85Kr现场校准方法并确定了85Kr的约定量值。基于校准方法研制了85Kr现场校准装置，并对其性能进行了测试，与国内标准装置在5%以内符合良好。85Kr惰性气体监测仪现场校准装置可提供85Kr活度浓度范围为(1.0×105~1.0×1010) Bq•m-3，装置相对扩展不确定度为6.8%~9.0%(k=2)。依托该装置开展了部分85Kr惰性气体监测仪的性能评估，结果表明：部分在用85Kr惰性气体监测仪存在量程小，高85Kr活度浓度响应非线性偏差大的问题。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-23
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： 2024-07-22
摘要： 背景：高温反应堆（HTRs）代表了第四代核技术的重要进步，其核心出口温度超过900°C。HTRs中的中间换热器（IHX）在将热量从一级回路传输到二级回路中起着至关重要的作用。然而，HTRs中IHX的技术仍处于开发阶段，这对HTRs的进步构成了重大挑战。微通道热交换器（MCHEs）因其紧凑的设计和高热效率，正在成为IHX应用的有前途的解决方案。MCHEs在高于750°C的温度下运行，根据ASME III-5标准被归类为A级组件，需要进行严格的结构安全性和完整性评估。目的：本研究的目的是评估高温MCHEs在循环条件下的安全性能。研究的重点是制定系统的方法来评估应力、应变以及疲劳损伤和寿命预测，遵循ASME III-5标准和N-898号案例。方法：本研究采用全面的有限元建模方法来分析定制设计的MCHE的宏观和微观行为。模型考虑了氩弧焊和扩散焊的影响，定义了MCHE中的焊接区域。分析涉及建立理想的弹塑性有限元模型，计算宏观和微观塑性应变与屈服应力的关系。在壳体和喷嘴等关键区域建立应力分类线，并对应力进行线性化和分类。研究还根据ASME N-898号案例进行应变评估和疲劳损伤评估，定义允许应变限值并计算等效塑性应变。结果：结果表明，所研究的MCHE符合ASME III-5和N-898号案例的要求。获得了最大疲劳损伤值，从而可以预测MCHE的最大安全使用寿命。定量结果包括关键区域如焊接区域和核心体的应力和应变计算。例如，研究发现D区域核心体的最大等效塑性应变为0.00074，低于允许的0.00110限值。关键点如热侧进口歧管的A点和冷侧出口歧管的B点的疲劳损伤值分别计算为9.3×10-8和5.1×10-7，表明在规定条件下MCHE可以安全运行超过三年。结论：研究得出结论，基于ASME III-5和N-898号案例的安全性能分析方法为评估MCHE的安全性提供了一个可靠的框架。该方法有效地考虑了核心体中的微通道结构，使得应力、应变和疲劳损伤的详细评估成为可能。研究结果确认了MCHE设计在高温反应堆中的安全性和可靠性，预测使用寿命超过三年。该研究为核应用提供了更安全高效的换热器技术的发展做出了贡献，为未来的设计和操作策略提供了宝贵的见解。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-22
摘要： 背景：基于独特的微通道设计，印刷电路热交换器（PCHE）具备强大的换热效率，因此PCHE正逐步考量应用于高温反应堆中。然而PCHE在高温和高压的极端条件下运行时，若管理不当可能导致其结构失效。目前PCHE技术的成熟度较低，因而需要对其失效特性进行详细分析以确保其在核系统中的可靠运行。目的：本工作旨在设计一款20kW的PCHE，并探究其在高温高压环境下可能的失效模式，深入研究并探讨旨导致PCHE失效的可能因素，并提出增强PCHE在核应用中安全性和可靠性的策略。方法：本工作包含了20kW PCHE的设计及其在模拟高温高压条件下的结构完整性分析，提出了一种分区均质化方法来简化换热器芯体复杂的微通道结构，便于数值模拟。研究采用有限元分析，所建立模型包含有61017个单元用于模拟固体域内的温度场和应力分布，同时考虑了温度和压力在微观和宏观尺度上的影响以全面展示PCHE的热学和力学行为。并且，所建立模型考虑了所涉及材料的热力和力学性质，确保PCHE在极端条件下性能的准确表现。结果：数值模拟在热侧入口处的固体区域宏观温度梯度达到最高2.7°C/mm，这表明PCHE因存在热应力导致失效的高风险，并且冷热流体之间的温度分布不均匀，在出口处观察到最大温差为100°C，这种不均匀性暗示了可能的失效热点，热应力可能在此集中。此外，用于构建PCHE的合金617在850°C下出现了明显的蠕变行为，结果表面焊缝样品的蠕变寿命明显短于基材，验证了焊缝接头长期热暴露的脆弱性。研究还确定了应力集中最高的区域，这对于解释疲劳和蠕变效应的潜在可能性十分重要。结论：虽然PCHE提供了卓越的热力性能，但在高温和高压的极端条件下，其结构完整性需要谨慎考量。对于本工作中已识别出的特别容易发生失效的关键区域，如热侧入口和焊缝接头，其应成为设计改进的重点。本研究的发现为PCHE安全性评估的进一步研究奠定了基础，强调了为应对高温反应堆下的极端条件，PCHE需要坚固的材料和结构设计。本工作中详尽的分析有助于更广泛地理解PCHE的失效机制，支持开发更可靠和安全的换热器技术用于核应用，并且本工作结合设计、模拟和材料分析的综合性方法为关键的核技术领域研究提供了指导。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-22
摘要： EBR-II基准题是重要的钠冷快堆中子物理基准题，提供了复杂的堆芯布置和燃料核子密度空间分布，其精细数值模型的建模难度和计算代价较大，因此常采用核子密度按组件类型打混的方法建立简化模型。本文使用LoongSARAX程序分别建立了EBR-II基准题的精细模型和简化模型，评估了简化模型与精细模型的中子物理特性之间的偏差。相比于精细模型，简化模型的计算耗时降低至十分之一，堆芯有效增殖因子偏低1383 pcm，中子通量密度分布偏平缓，且最大相对误差为4.25%。计算结果表明，虽然核子密度按组件类型打混的简化方法能够降低建模难度和计算成本，但堆芯中子物理特性与精细模型的偏差显著，采用精细模型仍然具有必要性。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-21
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： 2024-07-19
摘要： 随着数字控制技术的发展，核电机组中基于模拟量的传统仪控系统逐步被全数字化技术代替，采用更复杂高效的先进控制技术成为了可能。充分利用全厂数字化过程中新增系统信息的优势，实现核电机组的自动化水平提升，逐渐成为压水堆控制系统研究的重点。目前压水堆电厂控制以传统PID (Proportional Integral Derivative) 控制器为主，虽然已有采用先进控制算法如神经网络控制、模糊控制、模型预测控制等提升控制系统性能的研究，但大多只关注控制系统本身而未能充分考虑多个控制系统之间的耦合。压水堆电厂的运行任务需要多个控制系统协调完成，仅靠单纯提高底层控制器性能来提升整体性能的效果有限。为了从顶层协调多个控制系统提升整体控制性能以更好地完成任务，本文提出了基于粒子群优化的压水堆控制系统设定值决策方法，构建了设定值优化所需的决策目标函数及决策优化需要满足的运行约束条件，建立的智能决策系统基于压水堆实际运行过程进行设定值离线优化，根据运行工况进行在线智能决策，为底层控制系统提供控制目标的方向和幅度。本文以压水堆核电厂运行中的典型过程为例进行了仿真实验，并对结果进行分析，与稳态运行时的传统设定值方案相比，冷却剂平均温度、稳压器液位、稳压器压力和蒸汽发生器液位的ITSE (Integral of Time multiplied by the Square Error) 指标分别降低了58.9%、67.7%、99.9%和83.3%，峰值指标分别下降了62.4%、3.0%、100%和66.3%。仿真结果表明所提出的智能决策方案可以有效减小系统的ITSE 指标和峰值指标，提升了压水堆电厂控制系统的整体控制性能和安全裕量。在实际工程实践中，可以与数字孪生技术结合，利用孪生体能同步反映系统真实状态的特点，进行更精确的在线设定值优化，从而达到更好的控制性能。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-19
摘要： 热管冷却反应堆（简称热管堆）选用铀钼合金作为堆芯燃料，这种燃料具有显著的热膨胀和辐照肿胀，因此燃料设计需要关注材料高温下的肿胀。基于部分高温下铀钼合金的辐照数据，考虑温度对铀钼合金辐照肿胀影响，使用COMSOL Multiphysics（简称COMSOL）对1 kWe Kilopower热管堆方案构建了三维分析模型，完成了热力耦合分析。计算结果表明，使用COMSOL可以有效模拟燃料热膨胀和辐照肿胀行为；与仅考虑热膨胀计算结果对比，寿期末燃料变形和应力均有所增加；燃耗深度达到0.4 %时，燃料最大应力为85.1 MPa。在进行更大功率、更深燃耗热管堆方案设计时，需要考虑燃料的辐照肿胀。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-17
摘要： 搅混翼对降低堆芯热点因子发挥着重要作用，目前对于搅混翼精细结构对流场的影响研究较少。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，实现参数化、自动化构建撕裂式搅混翼结构及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。文章几何结构下，不同搅混翼出口压力最大相差1.1kPa，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1.1m/s，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，其次是搅混翼形状和长度，并设计了较优的搅混翼。对后续搅混翼结构研究及工程应用提供设计依据。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-16
摘要： 随着对反应堆数值计算的精度要求不断提高，多物理场耦合计算在核反应堆分析中成为研究热点。作为工程领域中的主流计算方法之一，研究适用于确定论两步法的物理-热工耦合计算方法具有明确的工程应用价值。本文基于两步法程序DRAGON/DONJON和子通道程序COBRA-EN，开发了基于两步法的物理-热工耦合计算系统，并采用美国 Consortium for Advanced Simulation of LWRs (CASL) 提出的Virtual Environment for Reactor Applications (VERA)系列基准题VERA#6和VERA#7验证了耦合系统的正确性。结果表明：VERA#6的keff的误差在100×10-5以内，组件径向裂变率的相对偏差在±1%范围内，燃料温度和冷却剂温度的分布趋势与参考值吻合良好；VERA#7的临界硼浓度的计算误差在20×10-6以内，径向功率分布的均方根误差为0.86%，堆芯出口处冷却剂温度与参考值的偏差在±5℃以内，验证了耦合系统的可靠性和准确性。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-15
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： 2024-07-15
摘要： 熔盐堆是六种第四代反应堆之一，其使用液态核燃料，与常规固态核燃料堆型不一样。为做好堆芯设计管理和核安全监管，有必要对其7Li丰度与核临界参数的关系进行分析。本研究通过参考具有工程实践的熔盐堆进行建模，运用软件仿真模拟计算，分析不同7Li丰度燃料盐对熔盐堆反应性的影响，分析核临界参数变化的规律。通过迭代计算，快速精确找到熔盐堆核临界时的7Li丰度值。最终得出结论，熔盐堆反应性随着燃料盐7Li丰度的增加而增加，且在熔盐堆反应性变化率也与7Li丰度有关。根据本研究分析成果进行深入探讨，从法律法规角度总结相关管理要求，从审管角度提出应该关注的建议要点。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-14
摘要： 为推动“一带一路”共建国家能源合作需求多元化发展，解决新丝绸之路经济带沿线上安全、高效的能源供应需求，提出了固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆FuSTAR设计方案。为验证FuSTAR反应堆自身负荷跟踪运行的能力以及其安全性，对FuSTAR系统进行了详细的热工水力和控制系统的建模计算，并深入分析了其抗干扰特性和负荷运行跟踪能力。在不依赖外部控制系统的情况下，小型氟盐冷却高温堆FuSTAR展现出了一定的负荷跟踪能力，这主要归功于其具有固有安全特性，使得反应堆能够在负荷变化下实现自我稳定与调节。在采用冷却剂出口温度恒定控制方案后，FuSTAR的核反应堆负荷跟踪能力得到了进一步增强，在10%FP负荷阶跃变化以及5%FP/min速率线性升降负荷的测试中，核反应堆功率的超调量均严格控制在5%以内，充分满足了反应堆安全运行的要求。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-07-13
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： 2024-07-12
摘要： 在深空探测任务对高性能推进系统的迫切需求下，本研究针对现有核热推进反应堆设计方法的系统性和完整性不足，提出了一种核热推进反应堆（NTPR）多目标优化设计方法，以实现具有大推力、高比冲、长寿命和轻量化特点的NTPR堆芯设计。首先，依据组件间传热特点构建组件间传热模型，并将其与核火箭的飞行性能及堆芯临界特性相结合。其次，基于组件间传热模型-飞行性能模型-组件二维临界模型提出了一种多目标参数筛选方法，采用该方法对核热推进反应堆设计方案进行耦合迭代计算，以优化堆芯布局，确保满足热工、飞行和中子物理的综合设计标准，同时实现堆芯质量的最小化。最后，利用开源蒙特卡洛软件OpenMC对优化后的堆芯布局进行详尽的三维中子学计算，针对反应堆临界特性、安全特性以及燃耗表现等开展全面评估。研究结果表明，基于该方法设计的低浓缩铀（LEU）NTPR概念设计方案初步满足大推力、高比冲、长寿命和轻量化的设计要求，可为未来载人深空探测任务提供参考。
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