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铅铋堆燃料组件子通道计算方法优化

核技术 2024年第7期 119-126页

作者：王言卢嘉鸣姚嘉晔洪钢张尧立厦门大学能源学院

针对铅铋堆开展燃料组件子通道分析，对于铅铋堆的发展具有重要的意义。本研究的目的是修改和优化COBRA子通道程序，使其适用于铅铋反应堆，并验证其性能。修改包括调整物性参数、流换热模型、摩擦阻力模型以及湍流交混模型。然后将修... 详细信息

针对铅铋堆开展燃料组件子通道分析，对于铅铋堆的发展具有重要的意义。本研究的目的是修改和优化COBRA子通道程序，使其适用于铅铋反应堆，并验证其性能。修改包括调整物性参数、流换热模型、摩擦阻力模型以及湍流交混模型。然后将修改后的程序数值计算结果与实验数据进行比较。针对宽参数质量流量条件，提出了一种与神经网络相结合的子通道优化方法。结果表明：改进后的子通道程序在实验工况下与实验结果和FLUENT计算结果吻合良好。分析质量流量对计算精度的影响，发现神经网络可以提高计算精度。通过改进和神经网络优化子通道分析程序适用于宽参数质量流量工况下的铅铋堆子通道分析，可为铅铋堆的堆芯设计提供方法借鉴。

关键词：铅铋堆子通道分析带绕丝燃料组件神经网络计算流体力学

基于氧化腐蚀行为的铅铋堆燃料组件多物理耦合特性研究

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原子能科学技术 2024年

作者：季旭柴翔张乐福刘晓晶上海交通大学核科学与工程学院

氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂，在冷却剂中添加一定浓度的氧，可在结构材料表面生成保护性氧化膜，可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中，氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多... 详细信息

氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂，在冷却剂中添加一定浓度的氧，可在结构材料表面生成保护性氧化膜，可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中，氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多种因素影响，同时氧化层的生长也改变了堆芯的热工水力特性和中子物理参数，因此，研究铅铋堆的氧化腐蚀场、热工水力场和中子物理场的耦合作用对铅铋堆应用有重要意义。本文基于MOOSE(面向对象的多物理场仿真环境)平台搭建了核-热-材多物理场耦合框架，开展了铅铋堆在基准工况下的核-热-材耦合分析，并研究了氧浓度和冷却剂入口温度对关键耦合参数时序变化规律和氧化层分布的影响。结果表明，基准工况下氧化腐蚀10 000 h后，燃料组件包壳表面的氧化层平均厚度约为9.86μm，燃料最大温升为13.36 K,keff下降7 pcm；氧浓度升高可以极有效地抑制磁铁矿溶解，但达到一定浓度后氧浓度的升高对Fe-Cr尖晶石的生长促进作用较小；冷却剂入口温度的升高会导致组件中心处包壳壁面的磁铁矿去除速率增大，并且可以大幅促进Fe-Cr尖晶石的生长。

关键词：核-热-材耦合氧化腐蚀铅铋堆燃料组件面向对象的多物理场仿真环境

SVBR-100铅铋冷却反应堆热工水力仿真分析

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计算机仿真 2024年第1期41卷 301-305,327页

作者：姜旭辉林萌上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验... 详细信息

为了研究铅铋堆的热工水力特性和控制方案,对热工水力程序RELAP5进行正确地扩展改造后,建立铅铋堆的对象模型,并对模型进行稳态和瞬态情况下的仿真特性分析。仿真结果表明,稳态计算结果与设计值基本一致;瞬态计算结果与物理原理和经验知识一致;瞬态时与水堆对比结果表明铅铋堆引入变化后反应性和核功率参数变化幅度更小,稳定更快,堆芯温度和燃料表面温度稳定时间更短,说明相较于水堆,铅铋堆本身具有的更好的自稳自调特性使其更具发展潜力。

关键词：铅铋堆热工水力对象模型

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

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原子能科学技术 2023年第7期57卷 1406-1415页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊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四川成都610213 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 详细信息

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证

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核动力工程 2023年第4期44卷 226-233页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧冯文培龚政宇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 成都理工大学核技术与自动化工程学院成都610059

蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与... 详细信息

蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与算法研究,研制了专用程序,并采用实验对比和程序对比技术手段进行了程序验证,验证结果符合较好。研究结果表明:对于描述铅铋堆SGTR过程中“铅铋-水”相互作用行为,本文采用的相关数值理论与模型具有较好的适用性;对于研究复杂结构环境下铅铋堆SGTR的三维演化现象,包括压力波传播、蒸汽迁移,本文所开发的三维程序具有重要的潜在应用价值。本文研究成果有望为我国铅铋堆SGTR分析提供有力支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR) "铅铋-水"相互作用三维程序开发程序验证

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铅铋堆210Po源项计算程序开发与应用

核科学与工程 2022年第4期42卷 931-938页

作者：王事喜吴明宇王凤龙邵静张强中国原子能科学研究院北京102413

为解决铅铋堆中^(210)Po的产生及迁移计算问题,基于国际上同类型反应堆该问题的计算方法,开发了可用于铅铋堆^(210)Po的产生及迁移计算的源项程序(LBE-SOURCE)。利用LBE-SOURCE对ATW和CLEAR反应堆冷却剂中^(210)Po的活度、工艺间内Po的... 详细信息

为解决铅铋堆中^(210)Po的产生及迁移计算问题,基于国际上同类型反应堆该问题的计算方法,开发了可用于铅铋堆^(210)Po的产生及迁移计算的源项程序(LBE-SOURCE)。利用LBE-SOURCE对ATW和CLEAR反应堆冷却剂中^(210)Po的活度、工艺间内Po的活度、人员吸入量进行了计算,LBE-SOURCE计算结果与ATW和CLEAR的计算偏差在0.03%~3.57%,程序计算结果与相应设计报告符合较好。此外,LBE-SOURCE程序已用于铅铋堆中^(210)Po活度及迁移计算,计算结果与国际上同类型、同功率水平反应堆数值接近,解决了铅铋堆设计中的^(210)Po的活度计算问题。

关键词：铅铋堆 210Po 源项 LBE-SOURCE

铅铋堆瞬态安全分析程序MPC_LBE换热器模块开发

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原子核物理评论 2023年第4期40卷 660-667页

作者：潘麒文欧文澜辜峙钘龚政宇戴嘉宁成都理工大学核技术与自动化工程学院成都610059

铅铋堆作为第四代先进核能系统之一,具有优良的中子经济性、固有安全性。为提高其紧凑性、安全性,铅铋堆主冷却剂系统倾向于采用一体化池式结构设计理念,但该设计理念同时也造成了复杂的热工水力问题。铅铋堆多物理耦合瞬态安全分析程序... 详细信息

铅铋堆作为第四代先进核能系统之一,具有优良的中子经济性、固有安全性。为提高其紧凑性、安全性,铅铋堆主冷却剂系统倾向于采用一体化池式结构设计理念,但该设计理念同时也造成了复杂的热工水力问题。铅铋堆多物理耦合瞬态安全分析程序MPC_LBE在此背景下开发,但该程序的换热器模块采用了定温简化模型,无法模拟换热器一、二次侧之间的换热过程,事故瞬态模拟过于保守,偏离实际工况。为此,开展了铅铋堆换热器模块数值模拟方法研究,换热器一次侧、管壁以及二次侧均采用了一维通道等效处理手段,构建了其数值传热模型,编制了程序代码,并与MPC_LBE实现了外部显式耦合。对于该数值传热模型,单独进行了稳态验证及时间步长敏感性分析,结果显示,显式耦合策略的时间步长敏感性较大,而隐式耦合策略时间步长设置对模拟结果几乎无影响。对耦合了该数值传热模型的新MPC_LBE程序,开展了自然循环铅铋反应堆稳态模拟应用,同时添加了以一次侧出口段的设计温度为基准的二次侧冷却剂流量调节系统。

关键词：铅铋堆 MPC_LBE 换热器模型多物理耦合

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小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算

核电子学与探测技术 2023年第5期43卷 931-939页

作者：胡晓喻宏郭佳欣黄毅乔鹏瑞王事喜中国原子能科学研究院北京102413

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER... 详细信息

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。

关键词：辐照损伤铅铋堆 SPECTER SRIM

铅铋堆零功率实验装置控制棒价值测量及方法优化

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原子能科学技术 2020年第10期54卷 1873-1878页

作者：徐健平马骁笛章秩烽赵阶成宁通成昱廷中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒... 详细信息

零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性。结果表明:本文方法有效降低了空间效应对测量值的影响,控制棒价值测量结果准确可靠,可在较短时间内完成较高精度的刻棒实验,适用于需经常更换装料方案的临界实验装置。

关键词：多步降棒逆动态法空间效应铅铋堆控制棒价值