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中国聚变工程试验堆包层的核热耦合效应研究

原子能科学技术 2022年第1期56卷 136-145页

作者：戴涛曹良志贺清明吴宏春西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

本文以中国聚变工程试验堆(CFETR)的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进... 详细信息

本文以中国聚变工程试验堆(CFETR)的氦冷固态包层和水冷固态包层为研究对象,基于蒙特卡罗程序MCNP和计算流体力学程序FLUENT,利用3D-1D-2D耦合方法和伪材料方法,分别对200 MW的氦冷固态包层和水冷固态包层及1.5 GW的水冷固态包层方案进行了核热耦合计算分析。研究结果表明,金属铍的热散射效应和轻水密度是聚变包层核热耦合效应的主要来源,核热耦合效应对氦冷固态包层的影响可忽略,对水冷固态包层的氚增殖比和温度分布有一定程度的影响。

关键词：聚变堆聚变包层核热耦合中国聚变工程试验堆

CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用

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原子能科学技术 2023年第S1期57卷 45-55页

作者：董正阳刘凯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动力工程多相流国家重点实验室陕西省先进核能技术重点实验室陕西西安710049

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对... 详细信息

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。

关键词： OpenFOAM 压水堆堆芯中子扩散核热耦合杂质沉积

基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究

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核科学与工程 2022年第1期42卷 18-27页

作者：邓蛟龙邓坚李仲春柴翔上海交通大学上海200240 中国核动力研究设计院四川成都610213

吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景。该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性... 详细信息

吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景。该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性存在较大的困难。本文基于开源OpenFOAM平台,开发了三维瞬态核热耦合求解程序,提出了新型流固热耦合边界,实现了固体堆芯与流道内部流动传热特性的快速预测,使用点堆模型求解堆芯中子物理特性,通过耦合物理模块与热工模块实现了瞬态过程中气式反应堆堆芯流动传热特性的数值分析。模拟结果表明,吸气式反应堆在功率快速提升的同时,固体材料的温度不会迅速升高,而是平稳上升直至稳态,反应堆在瞬时热功率超过设计基准值的启堆过程中仍然是安全的。

关键词：流固耦合核热耦合 OpenFOAM

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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Serpent和OpenFOAM的smDFR堆芯核热耦合研究

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基于Serpent和OpenFOAM的smDFR堆芯核热耦合研究

作者：刘嵩阳哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

小型模块化双流体熔盐堆(small modular Dual Fluid Reactor, smDFR)采用液态氯化铀钚混合物作为燃料，铅作为冷却剂。凭借其较小的体积和重量与固有安全性，smDFR可作为车载或舰载等移动式供能设备。目前smDFR研究仍处于初步设计与论... 详细信息

小型模块化双流体熔盐堆(small modular Dual Fluid Reactor, smDFR)采用液态氯化铀钚混合物作为燃料，铅作为冷却剂。凭借其较小的体积和重量与固有安全性，smDFR可作为车载或舰载等移动式供能设备。目前smDFR研究仍处于初步设计与论证阶段，其稳态分析均基于单物理场并采用均一化材料参数，且中子物理分析并没有考虑燃料发生多普勒效应和体膨胀现象导致的热工水力反馈效应，导致相关计算结果与实际情况存在较大差异。　　为了给后续smDFR堆芯设计提供可信的三维参数分布，本文以smDFR堆芯为研究对象，使用Python语言开发耦合接口程序PySOCCT，实现蒙特卡罗程序Serpent2和CFD程序OpenFOAM之间数据传输与耦合计算。此程序包含的前处理子程序实现了输入文件自动化生成与模型网格自处理等，以此提高计算效率并减少人为误差。　　为验证耦合接口程序PySOCCT的准确度，本文选用轴向不同富集度分层分布的压水堆单棒案例、带有引导管的压水堆3×3棒束案例作为验证模型，与现有文献计算结果进行对比。结果显示，在单棒案例中冷却剂温度分布最大相对偏差为0.62％，密度最大相对偏差为1.16％;在压水堆3×3棒束案例中冷却剂温度分布最大相对偏差为0.63％，密度最大偏差为1.24％，功率因子分布最大偏差为0.54％。验证结果证明了该程序具有较高耦合计算精度。　　采用PySOCCT计算smDFR单燃料通道中各材料参数分布，并基于该结果分析了燃料热物理参数与入口流速之间的关系。通过对映射方案等设定的讨论，利用PySOCCT计算的结果能够排除对特定参数的依赖，减少因此产生的误差。在此基础上，本文对smDFR堆芯模型进行了稳态耦合分析，并采用对称映射方案来提高计算效率。结果显示，PySOCCT能够较真实地展现堆芯中子通量和工质温度的三维空间分布，能够对后续smDFR的系统多物理耦合研究提供重要参考。

关键词：小型双流体熔盐堆核热耦合接口程序架构设计

棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序开发

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原子能科学技术 2020年第11期54卷 2063-2072页

作者：朱帆伍建辉余呈刚马玉雯陈金根蔡翔舟中国科学院上海应用物理研究所上海201800 中国科学院先进核能创新研究院上海201800 中国科学院大学北京100049

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方... 详细信息

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与自主开发的子通道热工水力学程序SubTH,开发了棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件稳态核热耦合程序MCNP-SubTH,解决核热耦合程序因网格类型不同难以耦合的问题,程序具有普适性。MCNP-SubTH通过外耦合的方式进行MCNP和SubTH之间的数据交换,将MCNP计算得到的功率场加载到SubTH的求解文件中,然后将SubTH计算得到的密度和温度场更新到MCNP的输入卡中,实现程序迭代计算。分模块验证了MCNP-SubTH的准确性,并用MCNP-SubTH对棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆燃料组件进行了稳态核热耦合计算,验证了核热耦合方法的有效性。

关键词： MCNP程序棒状氢化锆慢化钍基熔盐堆稳态核热耦合

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1592-1599页

作者：鲁晓东陈炳德王艳林彭传新昝元锋黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳... 详细信息

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。

关键词：横摇条件核热耦合流动不稳定性 FFT方法

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超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

原子能科学技术 2016年第6期50卷 1047-1053页

作者：赵传奇王昆鹏曹良志吴宏春郑友琦西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FE... 详细信息

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。

关键词：环形燃料超临界水冷堆核热耦合

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采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析

原子能科学技术 2013年第B12期47卷 568-572页

作者：赵传奇曹良志吴宏春郑友琦西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的... 详细信息

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。

关键词：环形燃料超临界水冷堆核热耦合