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Numerical studies of stepwise radial fuel shuffling in a traveling wave reactor

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Science China(Technological Sciences) 2014年第6期57卷 1229-1237页

作者： ZHANG DaLin ZHENG MeiYin AN HongZhen CHEN XueNong TIAN WenXi QIU suiZheng su guanghui School of Nuclear Science and Technology Xi'an Jiaotong University Nuclear and Radiation Safety Center Ministry of Environmental Protection of the People's Republic of China Institute for Nuclear and Energy Technologies Karlsruhe Institute of TechnologyEggenstein-Leopoldshafen D-76344Germany

The concept of travelling wave reactor(TWR)applies the mechanism of self-sustaining and propagating nuclear fission travelling waves in fertile media of 238U and 232Th to achieve very high fuel *** on this concept,a stepwise radial fuel shuffling strategy was proposed and applied to a sodium-cooled fast reactor(SFR)loading metallic 238U *** multi-group deterministic neutronic code ERANOS with JEFF3.1 data library was used as a basic tool to perform the neutronics and burnup *** inward fuel shuffling calculations were first performed in a 1-D cylindrical case for parametric understanding,and then extended to a 2-D R-Z *** shuffling calculations for the 1-D and 2-D SFR model yielded some interesting *** asymptotic keff varied parabolically with the characteristic fluence,while the burnup increased *** highest burnup achieved in 2-D case was 38%.The power peak shifted from the fuel outlet side(core centre)to the fuel inlet side(core periphery)in both 1-D and 2-D cases and the corresponding peaking factor decreased dramatically along with the characteristic *** present research demonstrated that the proposed stepwise radial fuel shuffling in the sodium fast reactor achieved the characteristics of the traveling wave reactor.

关键词： stepwise radial fuel shuffling traveling wave reactor asymptotic state numerical study

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激光惯性约束聚变堆包层能量沉积特性

强激光与粒子束 2024年第8期36卷 17-25页

作者：李昕泽张冰倩陈荣华张魁张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049

参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗... 详细信息

参考国内外聚变堆技术,建立了一种200 MW激光惯性约束聚变堆包层概念设计,包层采用超临界二氧化碳和锂铅双冷结构。研究构建了瞬态和稳态耦合模型计算包层温度分布及变化。靶丸内爆反应使用MULTI-IFE进行计算,核热耦合部分基于蒙特卡罗程序OpenMC和自编程换热模型对包层模型结构、冷却和产氚进行计算。研究结果表明,核热耦合模型能够完成对包层的初步计算分析,周期性的瞬态载荷会引起第一壁面温度的振荡,但包层内部的温度最终会收敛到稳态计算结果。堆腔尺寸对于降低温度以及震荡效果明显,但仍需氙展平辐射功率峰。包层产氚和能量导出同时受到堆腔尺寸和增殖区的影响,在200 MW工况下,3 m半径和0.25 m增殖区尺寸计算结果最能满足需求。

关键词：激光聚变聚变包层核热耦合能量沉积

基于多孔介质方法的铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器设计优化研究

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核科学与工程 2024年第2期44卷 377-384页

作者：杨宇鹏王成龙张大林苏光辉秋穗正田文喜西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

本文提出了基于多孔介质方法,铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器开展数值模拟,并通过与三维数值模拟结果的对比验证了多孔介质模拟方法的正确性。基于此方法,对给定工况条件的铅铋螺旋管蒸汽发生器开展了设计研究。在1.5 MW功率目标下,发现四... 详细信息

本文提出了基于多孔介质方法,铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器开展数值模拟,并通过与三维数值模拟结果的对比验证了多孔介质模拟方法的正确性。基于此方法,对给定工况条件的铅铋螺旋管蒸汽发生器开展了设计研究。在1.5 MW功率目标下,发现四层螺旋管的布置方式具有最优综合性能。在此基础上,通过综合性能评价指标对不同工况条件下不同几何参数的螺旋管蒸汽发生器开展性能评价,并运用多元线性拟合探究在工况以及几何范围内综合性能最佳的几何模型,最高性能提升达到3.37%。本研究为铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟及设计优化提供新的方法参考。

关键词：铅铋堆螺旋管式蒸汽发生器设计优化多孔介质

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高温钠热管启动传热振荡及热疲劳安全分析

原子能科学技术 2024年第5期58卷 1024-1032页

作者：张凌义张智鹏王成龙郭凯伦田文喜苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,... 详细信息

高温热管的启动是复杂的相变及流动过程,若发生传热振荡将造成温度波动,进而影响热管堆运行安全。本文通过实验及仿真方法研究高温钠热管在启动过程中的传热振荡现象及热疲劳后果。在竖直工况中,不同输入热流密度将引起钠蒸发速率变化,呈现不同振荡特征;热流密度提升时振幅下降,周期缩短;振荡发生时,若输入功率骤降,波形将从锯齿状转变为梯形状;在水平工况中,传热振荡被明显抑制。热管在堆内发生传热振荡时,应力风险区为热管蒸发段内壁中部;异相振荡时相较同相振荡工况应力均值升高,振幅下降,疲劳损伤减轻;当安全因子K低于1.4时热管不存在疲劳失效风险,K达1.4以上后损伤逐渐显著;其中同相工况疲劳损伤最严重,K=1.6时管壁材料疲劳寿命已降低至3.29年。本研究对高温钠热管传热振荡的机理分析及完善热管可靠性评估具有重要意义。

关键词：高温钠热管传热振荡启动特性热疲劳

熔融不锈钢与液态钠相互作用的瞬态换热特性研究

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原子能科学技术 2024年第9期58卷 1893-1901,I0001页

作者：刘雅鹏张大林陈宇彤林悦张熙司田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程及多相流国家重点实验室核科学与技术学院陕西西安710049 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413

钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎... 详细信息

钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物会与液态金属钠发生相互作用,如果导致堆芯区域内出现钠沸腾的现象,可能会导致堆芯的再临界,从而导致堆芯的进一步熔化。在重定位过程中,堆芯熔融物与液态钠的换热会导致钠出现沸腾,从而影响熔融物射流碎裂与碎片形成。因此,采用严重事故分析程序ACENA对COSA实验平台上开展的熔融不锈钢与液态钠的相互作用的实验进行分析,验证程序对熔融不锈钢与液态钠相互作用过程的瞬态换热特性的分析能力。验证结果表明:程序会高估熔融不锈钢射流与钠池接触时的换热,且不考虑熔融不锈钢外侧凝固形成的硬壳对换热的影响会导致对换热速率的高估。

关键词：钠冷快堆熔融燃料与冷却剂相互作用 ACENA程序

热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

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核技术 2024年第7期47卷 99-107页

作者：杨轩李权李晨曦章静巫英伟贺亚男郭凯伦苏光辉田文喜秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

关键词：固态堆芯辐照-热-力耦合燃料棒间隙传热数值模拟

高温气冷堆热态功能试验中一回路加热动态特性研究

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核科学与工程 2024年第2期44卷 295-301页

作者：刘俊峰王成龙秋穗正李文姝苏光辉田文喜马晓珑西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 西安热工研究院有限公司陕西西安710054

高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风... 详细信息

高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风机三维数值模型,并通过示范工程加热试验值验证了模型的可靠性,并获得了一回路加热过程中温度场动态特性。为了解决高温气冷堆示范工程一回路首次加热效率低的问题,提出了将辅助蒸汽通入到蒸汽发生器,并动态调整辅助蒸汽运行参数来加热一回路氦气的方法,结果表明:相较于主氦风机单独加热方式,外加辅助蒸汽热源可节省加热时间约31.3 h,同时可将堆芯最终平衡温度由250℃提高至265℃;在满足运行准则的前提下,更有利于碳砖和石墨堆内构件的除湿。该研究结果为高温气冷堆一回路热试提供了有力支持。

关键词：高温气冷堆主氦风机辅助蒸汽一回路加热仿真试验

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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析

火箭推进 2024年第4期50卷 83-93页

作者：周之帆章静巫英伟贺亚男郭凯伦王明军苏光辉秋穗正田文喜西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃... 详细信息

核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。

关键词：核热推进燃料元件热工应力流固耦合安全分析

基于欧拉-欧拉两相流模型的核事故放射性物质扩散特性数值模拟

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火箭军工程大学学报

火箭军工程大学学报 2024年第5期38卷 17-24页

作者：陈诺赖志贤王世奇王明军田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院中广核研究院有限公司

为精细刻画核电厂事故后放射性物质扩散的时空动态特征，提出了一种基于欧拉-欧拉两相流模型的放射性物质扩散数值模拟方法，选择适用于描述放射性物质受浮升力驱动和环境风影响上升扩散过程的相间作用模型和湍流模型，并将多层嵌套正... 详细信息

为精细刻画核电厂事故后放射性物质扩散的时空动态特征，提出了一种基于欧拉-欧拉两相流模型的放射性物质扩散数值模拟方法，选择适用于描述放射性物质受浮升力驱动和环境风影响上升扩散过程的相间作用模型和湍流模型，并将多层嵌套正六面体网格划分方法与高精度、高计算效率数值离散方法相结合，实现了大空间内放射性物质扩散的快速、精确数值模拟。在验证了多层嵌套的正六面体网格可以更好地减小数值模拟过程中基于网格质心的格林-高斯梯度项离散格式带来的误差的基础上，对扩散上升过程进行动态分析，阐明了放射性物质在环境风场作用下上升扩散的一般规律。结果表明：在上升扩散前期，浮力起绝对主导作用，放射性物质上升速度较大，涡环外表面出现温度垂直分层，环境风对涡环运动过程影响可忽略不计；随着放射性物质上升，高海拔环境风使烟团整体沿下风向扩散，温度迅速下降，涡环结构不再明显。

关键词：核事故放射性物质扩散欧拉模型数值模拟