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[硕士论文] 陈光
机械电子工程 合肥工业大学 2018(学位年度)
摘要:CFETR全称China Fusion Engineering Test Reactor,中国聚变工程试验堆,2017年12月正式开始进入工程设计阶段,旨在测试和验证未来的聚变堆在工程和技术上的可行性。
  中心螺线管线圈(CS)是CFETR装置的核心部件之一,工作中要求其具有12T的最高磁场,1.5T·s-1的最大磁场变化率。为了开发和验证中国大型Nb3Sn管内电缆导体(CICC)磁体的关键制造方法和相关技术,中国科学院等离子体物理研究所(ASIPP)正在设计和开发CFETR的中心螺线管模型线圈(CSMC)。本课题的意义在于通过开展CS模型线圈的电磁、热及结构力学性能研究,对CS模型线圈的工程设计进行评估和验证,并为将来中心螺线管线圈及其他线圈的设计和分析提供一定的数据支撑和参考。
  本文首先通过研究CS模型线圈的详细结构,忽略对主体模型影响较小的部分,如线圈引线、线圈的缠绕方式、线圈的支撑等,利用CATIA软件建立模型。
  其次根据CS模型线圈的实际工作情况,采用Maxwell对该模型进行电磁分析,使用Workbench对该模型进行力-热-电磁分析,同时对线圈引线进行力学分析,优化其支撑结构。
  然后通过引入均匀化理论推导出等效弹性参数的求解方程。使用ANSYS建立导体绕组的单胞有限元模型,在给定的边界条件下,对绕组的等效材料力学性能进行分析预测,并建立简化模型进行力-热-电磁分析,对比应力分析结果,验证简化方法的正确性。
  最后从动力学角度对CS模型线圈进行地震分析。先进行结构的模态分析,获得其固有频率、振型,并此基础上进行地震谱分析。之后对结构进行地震时间历程分析,对比验证地震分析的可靠性。
[硕士论文] 周鹏飞
机械工程 长安大学 2017(学位年度)
摘要:计算机辅助设计(CAD)、计算机辅助工程(CAE),在各行各业的应用越来越深入,尤其是在工业4.0的背景下,建立数字化工厂,需要产品的设计与仿真功能具有很强的协同程度。随着网络技术和分布式系统的普及,计算机支持的协同工作越来越受到重视,一体化协同技术是工业信息化的关键技术,是成为知识自动化、“工程中间件”和工业技术软件化的重要技术支持。
  在钢制安全壳的传统设计中,利用参数建立三维模型、力学仿真分析,存在如下问题:人力资源过于浪费;过度依赖于设计人员的专业知识;未能建立针对此模型的快速设计、仿真模块,造成设计周期长;设计流程中不同模块信息数据传递准确性低,交互效率差。因此,如何缩短钢制安全壳的设计周期、提高设计效率,是促进核电设备企业和行业的重要课题。而在钢制安全壳的设计中采用CAD/CAE集成技术,固化设计流程,建立设计与仿真一体化系统,是核电产业发展的必然趋势。
  针对核电行业的实际情况,结合钢制安全壳的结构特点,本文开发了一套在功能实用、可行的钢制安全壳设计与仿真一体化系统。系统总结了核电设备钢制安全壳的常规设计、仿真流程,运用CAD/CAE/Excel集成技术、SolidWorks三维参数化建模技术、Ansys有限元分析技术以及相关软件的二次开发技术,借助面向对象语言编辑工具开发CAD模块,编译钢制安全壳有限元模型的APDL参数化描述语言,实现结构参数调整,自动快速生成分析模型并完成有限元结构分析,建立中性模型等功能。该系统所需处理时间少,运行稳定,使用方便,且自建中性模型(中性指令集),为后续开发更复杂的设计平台做技术积累。
[博士论文] 陈广亮
核能科学与工程 哈尔滨工程大学 2017(学位年度)
摘要:为优化反应堆堆芯设计,确保堆芯的安全与经济性,需深刻认知堆芯热工水力机理,揭示其规律,实现堆芯的有效冷却,实现堆芯的功率提升与寿期延长。目前反应堆堆芯设计采用的是系统程序、子通道程序等宏观大尺度程序,程序模型空间分辨率低,建模依赖实验关联式、半经验关联式、大安全裕量的保守性假设,难以确定不同工况下堆芯内燃料格架、搅混翼等特征结构影响下的堆芯单相、两相、旋流、湍流、流动交混、流速梯度、温度梯度等热工水力状态与规律。需通过小尺度计算获得堆芯特征结构附近的流速、压力、温度等参数分布,以用于热工水力分析,并为中子物理、化学沉积与腐蚀、辐照损伤、流致振动等堆芯多物理过程分析提供详细的热工水力数据,从而深刻认知反应堆全寿命周期内的堆芯性能状态。
  能够捕捉堆芯小尺度几何、流动、传热特征的计算流体动力学(CFD)分析技术可以弥补大尺度热工水力分析的不足,但该技术在堆芯性能分析中存在网格分辨率要求高、网格数量大、计算时间长、多尺度多物理场边界影响显著等技术难题。为此,本文通过PWR堆芯热工水力特征的分析与利用、CFD分析规律的探索与应用,开展了堆芯CFD分析的适用性与效率研究,堆芯CFD分析实验验证方案的优化策略研究,堆芯CFD分析的高尺度热工水力应用研究,堆芯 CFD分析与其它精细化物理场间的耦合计算技术研究。
  首先,在堆芯CFD分析的适用性与效率研究中,为比较国际范围不同堆芯CFD分析方案效率的优劣,指导CFD分析方案的设计与筛选,本文研究了堆芯CFD分析效率与CFD计算方案间的量化规律,建立了PWR堆芯CFD计算效率的量化评估方法。为提高堆芯 CFD分析的适用性,节省计算资源与时间,本文研究了不同网格型式在不同网格尺寸下对堆芯热工水力分析的适用性,建立了与搅混翼、刚凸、弹簧、光棒流域等堆芯结构特征区中热工水力过程相适应的网格空间分辨率方案;同时,本文研究了堆芯不同区域的湍流状态规律,研究了不同湍流模型在堆芯不同区域应用的适用性,建立了多湍流模型联合应用方案;此外,本文研究了堆芯复杂结构对热工水力状态的影响及规律,通过结构简化与计算修正建立了堆芯热工水力性能的简化CFD计算方案。
  其次,在堆芯 CFD分析验证实验的优化策略研究中,为优化实验设计与实验数据的应用方法,减少或修正实验中的假设与近似对堆芯横流、湍流、流阻等热工水力特征所引入的误差,选用合适的实验棒束规模(如确定3×3、5×5等棒束的选用依据),提升验证实验对堆芯热工水力状态的适用性,本文研究了实验中流域边界、流域范围等对堆芯热工水力性能的影响与规律,建立了实验中横流、湍流、流阻等数据的使用策略,建立了基于跨间距离与搅混翼横流作用的实验棒束规模的设计策略。
  再次,在堆芯 CFD分析的高尺度热工水力应用研究中,为提升高尺度热工水力分析的适用性与准确性,改进PWR堆芯局部区域CFD分析的边界条件,提升堆芯局部区域CFD分析的适用性。本文以子通道程序为例,通过CFD分析,研究了栅元级相邻子通道、组件内部与组件间的多栅元子通道间冷却剂的交混状态与规律,分析了传统子通道程序计算模型的适用性、准确性,并设计了子通道程序分析的优化策略。
  最后,在堆芯 CFD分析与其它精细化物理场间的耦合计算技术研究中,为反映堆芯内部热工水力与堆芯其它物理场间的相互作用,使堆芯 CFD分析获得堆芯其它物理场的精细化数据反馈,提升堆芯热工水力CFD分析的适用性。本文以网格形状、尺寸、布置差异极大的热工水力与中子物理程序为例,研究了堆芯不同物理场精细化程序间的耦合计算技术,实现了并行计算条件下两物理场精细化程序间的网格映射与数据传递;并研究了网格划分方案、网格映射方案对精细化物理场间耦合计算分析的影响及规律,确定了耦合中网格划分与映射的设计策略。
  以上四方面的研究有助于提升堆芯CFD分析的适用性与效率,有助于提升堆芯CFD分析的工程化应用。
[硕士论文] 沈维
动力工程及工程热物理;电站热工信号处理 东南大学 2017(学位年度)
摘要:堆芯燃料延长周期是核电机组正在开展的一项重要工作,现有的方法是在保证机组安全的条件下,通过比较堆芯相关系统设备的历史失效数据,得出系统能够延寿的结论,从而提高机组的经济性。本文在此方法的基础上,通过建立相关系统的可靠性模型来研究其是否符合延寿的要求,为目前堆芯燃料延长周期提供理论依据。论文结合本学科专业知识、可靠性建模理论以及现代数据处理方法,以安全注入系统为对象,进行了相关研究工作,具体工作如下:
  (1)以威布尔分布为理论基础,针对国内某压水堆核电机组的安全注入系统,采用双线性回归、极大似然估计、支持向量机法以及灰色估计法等方法,构建了该系统相关设备的可靠性模型。利用机组已有的设备故障历史数据,对安全注入系统的设备如止回阀、截止阀、高压安注泵、低压安注泵、流量控制阀等进行了设备模型参数估计,得到了不同方法下的设备参数估计值。通过所建模型得到设备的累积失效概率值,并与经验中位秩公式所获结果进行比较,得出理论计算值与经验值之间偏差的平均值E和标准差σ,通过比较不同方法得到的E和σ,选取偏差最小的一组进行相对误差的计算,得出其模型误差结果小于5%的结论,即从统计学角度验证了该系统设备可靠性模型参数的合理性。为保证所建模型的正确性,将模型得到的安全注入系统设备可靠度和故障率与已有评估方法所获结果相比较,两者一致。
  (2)根据安全注入系统的特点和串联、并联、旁联以及r/n(G)模型的特征,分别构建了高压安注系统可靠性模型、中压安注系统可靠性模型和低压安注系统可靠性模型,结合设备级的可靠度,对以上三个系统可靠性进行计算和预测。将所获结果与历史值相比较,得到高压安注系统冷热管段同时注入阶段、中压安注系统、低压安注系统冷管段直接注入阶段、低压安注泵冷段再循环阶段的可靠性计算值均与核电工程的安全注入系统长燃料循环周期一致的结论,即安注系统这几个阶段的可靠性在堆芯燃料循环周期由12个月延长至18个月后,能够满足核电运行的要求,验证了这几个阶段可靠性模型的正确性和可行性。而高压安注泵冷管段直接注入阶段、低压安注泵冷热段同时注入阶段的可靠度与历史值相比,在堆芯正常换料周期内(12个月)符合历史值,在12个月至18个月期间接近实际可靠度,也说明了安全注入系统可靠性模型的正确性。
  (3)编写了MATLAB环境下运行的安全注入系统各设备可靠性评估软件包,软件能实现参数的输入/出、存储,数据的拟合以及图示化等功能,并且对该软件进行数据测试得到了设备的可靠性,该结果与历史值一致,验证其软件的可行性。
[博士论文] 张钰浩
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:三代先进压水堆AP1000引入了非能动余热排出系统(PRHRs),内置换料水箱(IRWST)是非能动余热排出系统的关键设备之一,非能动余热排出热交换器(PRHR HX)、自动降压系统1-3级喷洒器(ADS sparger)均浸没在内置换料水箱中,事故工况下,非能动余热排出热交换器、自动降压系统喷洒器等设备启动,非能动地将一回路余热排出至二次侧热阱内置换料水箱,为反应堆提供应急冷却,其安全、高效运行对于保证反应堆事故余热排出工况下,反应堆有效降温、降压具有重要作用。
  本研究以AP1000为主要参考对象,搭建分离效应整体缩比IRWST&PRHRHX&ADS实验台架,研究反应堆内置换料水箱及其关键部件PRHR HX管壁加热式传热、ADS高温蒸汽喷放式冷凝过程中的热工水力学特性,获得IRWST内整体三维温度场、三维速度场分布及局部传热系数,从而揭示关键进程传热、传质机理,进而把握内置换料水箱内流体整体、局部的传热、流动特性。
  对于PRHR HX特殊形状的C型管束传热研究,基于IRWST&PRHR HX分离效应缩比实验,分别对PRHR HX竖直段、上部水平段、下部水平段在单相自然对流阶段、两相沸腾阶段传热特性进行了深入分析,且基于实验数据验证了各类传统半经验传热关联式对PRHR HX C型管束不同传热区域的适用性。另外,实验结果表明,在余热排出进程中PRHR HX持续加热作用下,IRWST热分层现象十分明显,对应热分层数(Str数)接近1。对此,本研究创新性地在PRHR HX二次侧管束区新装不同数量的导流板以减弱IRWST内热分层程度,并基于实验数据评价该新型导流板设计方案对IRWST对流传热特性、三维温度速度分布,PRHR HX整体、局部传热效果的影响。实验结果表明,PRHR HX二次侧新增导流板方案使得IRWST内的热分层程度降低30%以上,有利于内置换料水箱在更长时间内对反应堆一回路进行降温、降压,保证长期冷却效果。
  对于AP1000自动降压系统喷洒器复杂结构多孔喷放条件下的高温高压蒸汽直接接触式冷凝(DCC)现象,本研究基于IRWST&ADS喷洒器分离效应缩比实验,研究了内置换料水箱内整体循环特性、温度分布以及自动降压系统蒸汽喷放条件下的传热特性。本研究创新性地采用喷放简化“集总蒸汽冷凝区”模型,对复杂结构、多喷孔条件下ADS原型缩比喷洒器喷放冷凝传热系数进行评估计算,实验结果表明,在IRWST内流体相对大过冷度条件下,蒸汽喷放传热系数范围约为0.6-2.9MW/(m2·℃)。另外,为减弱ADS喷洒器喷放条件下IRWST内的热分层现象,本研究创新地提出了ADS喷头优化方案,通过调整ADS喷洒器在IRWST内的高度位置,改变IRWST内整体流动、温度分布,并采用热分层准则数理查德森数(Ri数)与热分层数(Str数)预测、评价IRWST内的热分层的形成条件、热分层程度。实验结果表明,ADS喷头位置优化方案能够有效降低IRWST内的热分层程度,有利于长期冷却阶段核电厂的长期、安全、稳定运行。
  本实验研究对AP1000内置换料水箱热工水力特性进行了详细、深入的研究,实验数据可为中国自主化堆芯、系统一体化分析软件COSINE(Coreand System INtegrated Engine for design and analysis)提供实验验证并进行特殊传热模型评估,具有重要的应用价值,实验数据为AP1000工程运行与设计改进提供了重要实验参考。
[博士论文] 周豹
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2017(学位年度)
摘要:海洋条件以及核电厂某些事故工况下的核动力设备处于周期性变化的力场中,设备、管路中的流体流动受到该力场的影响,流量、压力、含气率相应地发生周期性变化。对于某些两相问题,须尤其关注其压力的波动幅度、波动频率以及含气率的变化,如果压力波动剧烈,流量及含气率可能随之剧烈变化,极限状态下会出现失流、蒸干等现象,易造成严重的安全事故,例如沸腾换热产生的气液两相流动在事故工况下,当压力波动超限,如果管路某个位置出现失流、蒸干的现象,热量不能被及时带走,被熔穿,造成管路破损,酿成更严重的破口、失水事故。板式元件(窄通道),因其具有体积小,布置紧凑等优点,被广泛应用在需紧凑布置的核电设备中,在获得体积优势同时,也带来了阻力增大、承压能力下降的缺点。因此,本文的研究目的就是探索周期性变化力场中,狭窄通道内的单相和两相流阻力变化规律和计算方法,以及影响两相流阻力的重要参数含气率的变化规律。主要方法是实验研究两相简谐脉动流压降与流量、含气率之间的对应关系;数值模拟两相简谐脉动流动参数的变化过程。本研究丰富了核动力热工水力研究内容,为核动力装置在运动条件下的热工水力分析和安全分析提供参考。
  在研究中,将周期性变化力场理想化为简谐脉动力场。由傅里叶级数可知,各种复杂的周期性力场均可以由若干简谐力场叠加得到;另外,简谐力场又是其它周期变化力场的一阶近似。实验中,通过控制水泵转速使流体做简谐脉动流动,流过宽40mm,高3mm水平放置的透明实验通道,通过高清摄像机记录流道内的相分布变化,同时用高精度测量仪表实时记录两相脉动流的压降、流量参数并实时显示,实现可视化研究。通过对单相简谐脉动流动的数据分析,发现简谐脉动工况的平均摩擦压降、压降振幅互相影响,并同时受脉动频率的影响。利用层流模型推导了单相简谐脉动流的速度径向分布表达式和压降-流量相位差的表达式,发现速度径向分布是实时变化的,并且偏离抛物线的程度受相对振幅和频率的影响;在实验频率范围内,流量-压降的相位差与管径大小正相关和脉动频率负相关,对管路形状不敏感。利用相似理论拟合了平均压降和压降振幅的计算式,并提出用动态响应方法计算压降振幅、压降-流量的相位差,该方法把研究不同工况下流量-压降的频率、振幅对应关系和相位差变为研究压降-流量动态响应传递函数的常数,传递函数的常数与振幅、频率无关,因此该方法可以有效简化单相和两相简谐脉动流动的实验研究。通过对两相简谐脉动流的压降、流量、含气率数据进行研究,发现脉动工况平均摩擦压降对脉动周期、振幅不敏感,发现利用Lockhart-Martinelli方法计算简谐脉动平均压降时,分液相折算系数与含液率的倒数有较强的线性关系,而不是平方关系,并且通过该线性关系计算的平均压降的误差很小,5%以内。为了准确获得整个实验段的瞬时含气率进而研究利用瞬时含气率计算两相简谐脉动流压降的效果,编写了图像处理程序,可以较为准确地识别气泡边界,并以此为基础设计了一种迭代的方法来还原实验段空间平均含气率的瞬时值。发现含气率的瞬时变化比较随机,不能准确地计算两相瞬时压降。但是可以利用拟合的单相简谐脉动流振幅的计算式计算分液相折算系数,来计算两相简谐脉动压降振幅,从而较为准确地得到两相压降的瞬时值。动态响应方法同样可以较为有效地计算两相简谐脉动工况压降与液相流量之间的相位差。本文也给出了利用均相流模型计算两相简谐脉动流平均摩阻系数和瞬时摩擦压降的计算式,当压降相对振幅小于1时,该计算式的计算误差较小。为了寻找两相简谐脉动流压降变化规律性强但含气率变化较为随机的原因,对两相简谐脉动泡状流采用界面追踪法进行了二维直接数值模拟,发现计算区域内的流量与压力梯度之间具有较强的一致变化规律,在脉动频率较小时出现气泡聚合的现象,但是气泡聚合程度却比较随机,从而在一定程度上验证了实验现象。另外用三维直接数值模拟验证了二维数值模拟中气泡聚合的现象。
[硕士论文] 韩志伟
仪器仪表工程 南昌航空大学 2017(学位年度)
摘要:厚壁管道在核电站中占有非常重要的地位,被形象比喻为核电站的“血管”,其健康状况的好坏,对国家能源战略发展和社会安定起着至关重要的作用。常用的无损检测手段难以快速扫查并检出厚壁管道中的缺陷,而周向兰姆波沿管道周向传播,沿轴向进行快速扫查,可实现对厚壁管道的全范围检测。本文基于周向兰姆波理论,从理论频散特性、传播特性和模态成分识别、缺陷检测等方面开展了厚壁管道周向兰姆波检测技术的研究工作。
  首先,基于周向兰姆波基本理论,比较了薄壁管道与厚壁管道的周向兰姆波频散曲线,计算了不同尺寸参数厚壁管道中周向兰姆波的频散曲线、频率与入射角关系以及模态位移分布,对周向兰姆波的频散特性进行了理论研究。计算发现周向兰姆波频散曲线与壁厚的大小紧密相关,而对外径的变化不敏感;结合文献资料与分析结果,最终确定选取激励频率0.5MHz、入射角30~60°进行检测方法研究;管道壁厚的变化会影响各模态的振动位移分布特征,其中CL3~CL6模态位移分布较为均匀,有利于发现整个壁厚范围内的缺陷。
  其次,针对周向兰姆波在厚壁管道中传播的复杂性,从检测参数对传播信号影响、不同厚壁管道中周向兰姆波传播特性等方面对周向兰姆波的传播特性进行了深入研究。考虑信号的幅值大小和时域分辨率,确定后续实验的激励信号周期数取为10,不同入射角度对周向兰姆波的传播信号影响较大,随着入射角减小,信号的波包宽度增大,0.5MHz频率分量对应的模态数量增多,频散变严重。对三个不同壁厚的厚壁管道,通过波包幅度和波包宽度两个波形参数分析研究了周向兰姆波的传播特性,厚壁管道中周向兰姆波传播波幅会随传播距离增大呈波动性衰减,波包宽度则几乎呈线性增大。
  然后,基于连续小波变换对不同入射角下壁厚25mm管道中传播的周向兰姆波传播模态进行了拟合识别,并分析了各个模态的衰减,不同入射角度在厚壁管道中传播的主要模态不同,主要模态导波幅值随着传播距离增大而呈波动性变化。
  最后,在三个不同壁厚的厚壁管道试块上设计了一系列缺陷,开展了厚壁管道周向兰姆波检测的检测能力与检测灵敏度、缺陷回波模态分析、缺陷回波传播机理等关键问题的研究。实验结果表明,通过入射角度的适当选取可以实现厚壁管道内外壁缺陷的检出;不同入射角的检测灵敏度不同,对于内壁缺陷,仅在入射角37°时能检出6mm缺陷,对于外壁缺陷,入射角55°对外壁缺陷最为敏感, 在壁厚25mm管道中最小可发现外壁1mm缺陷,壁厚较小管道的外壁缺陷检测灵敏度更高。外壁缺陷回波在传播距离较远处会发生频散和模态转换,缺陷尺寸大小则会影响模态成分的分布。利用几何声学原理对入射角37°检测壁厚25mm管道时缺陷回波的传播机理进行了分析,结果发现此时的缺陷回波存在横波成分,且横波占主要能量,导致了缺陷回波幅值随传播距离增大呈规律性地波动变化。
[硕士论文] Muhammad Ali
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:本文主要研究了压水堆内控制棒的流致振动特性并分析了导向筒周围及内部的流场,通过分析得到不同流量工况下控制棒的流致振动特性。研究中搭建控制棒流致振动的实验装置,并将CFD的数值模拟结果和实验进行对比。实验装置中包含四根控制棒模拟件和三层导向板,控制棒模拟件通过螺纹连接在星型支撑结构上。实验装置设置底部和侧面两个进水口,一个高于侧面进水口的出水口。实验中采用激光位移传感器进行控制棒的振动测量,传感器直接与采集后处理系统相连接。改变流场的工况,获得在不同进口流量下的控制棒振动位移、流场速度分布、流场压力分布和控制棒表面的压力分布等实验数据。实验的结果与数值计算的结果相一致。实验中使用DASP等软件进行噪声去除等后处理,使用TECPLOT进行流场的测量数据与模拟结果对比。
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:提高反应堆子通道的换热效率是核反应堆热工水力问题的一个重要课题。本文通过利用ANSYS中的CFX模块建立了三维AP1000子通道模型,包括具有搅混叶片和不具有搅混叶片的两种模型。分析在稳定工况下单相冷却剂的湍流状态和对流换热情况。本文在计算过程中采用了k-ε模型,采用数值计算得到模拟结果。CFD结果显示,通过增设搅混叶片,明显增强了堆内子通道的湍流效果和换热效果,大约提高了11%的出口温度。并且计算结果与实验数据相吻合,很好的验证了本文的准确性。
[博士论文] 张彬航
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在反应堆运行过程中,堆芯内部产生的大量中子对回路中的腐蚀产物和堆内的结构部件有很强的活化作用,所形成的活化产物是反应堆运行与检修人员职业照射的主要来源。因此精确的活化计算对反应堆检修、换料、退役过程中工作方案的制定和人员的辐照安全有着重要意义。随着先进反应堆技术的发展,堆芯的结构材料与中子能谱愈发复杂,导致在活化计算中将会涉及到大量的短寿命核素、激发态核素等,且反应路径繁多,为精确和高效的活化计算带来挑战。
  围绕上述问题,本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,开展了先进反应堆的精确活化计算方法研究。本课题研究了一种基于指数变换的切比雪夫有理逼近方法(CRAM)的点活化计算方法,提高了CRAM在计算核素长衰变问题时的求解精度。在采用精细反应链模型的基础上,考虑了2231种核素的活化物理过程,共计66256种核反应。并进一步考虑了轻核素产额、短寿命核素和激发态核素对活化计算结果正确性的影响,支持活度、余热、潜在生物危害、剂量率和清洁因子等活化特征量的计算。本文的创新之处包括:
  (1)发展了基于深度优先搜索的嬗变链动态构建方法。反应堆中核素种类众多且转换关系复杂,嬗变链的精细程度直接影响活化计算的精度。本文提出的嬗变链动态构建方法从核素的反应截面信息和衰变信息出发,结合初始计算核素搜索添加活化产物并构建嬗变链,并考虑了轻核素产额,搜索精度高、扩展性强。
  (2)发展了基于大规模矩阵自适应降阶的加速方法。在利用CRAM对活化方程进行数值求解时,大量的短寿命核素会导致系数矩阵规模大,刚性强,影响数值求解的效率。该加速方法能够结合实际的辐照条件,采用矩阵重构的方式,有效地降低系数矩阵的规模和刚性,从而提高活化计算的求解效率。以国际活化基准例题为例,在保证计算结果正确的前提下,使用该加速方法后的求解效率提高了2倍以上。
  为了验证本文所发展的活化计算方法的正确性和有效性,首先选取了活化计算中常见的β-、β+等衰变反应进行测试,计算结果与参考程序的计算值吻合良好。然后选取了天然核素例题进行测试,计算了从H到Th共计90种天然核素在辐照方案下的核素密度及活化特征量的变化情况,计算结果与参考程序的结果符合良好。此外,从裂变和聚变两个方面选取了压水堆燃料包壳例题和IAEA-ACB国际活化基准例题进行了验证。测试结果分别与参考程序的计算值和基准值的相对偏差均在0.5%左右,证明了本方法的正确性和有效性,可用于先进反应堆的精确活化计算中。
[博士论文] 张澍
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:蒙特卡罗方法能够精细描述和处理反应堆物理过程,是反应堆高保真粒子输运模拟的重要工具,但其收敛速度慢是固有的理论缺陷,成为工程实际应用中的突出障碍。反应堆高保真粒子输运模拟要求得出精细且全局收敛的计算结果,存在大尺度、深穿透、厚屏蔽以及几何、材料分布不均匀等问题,会导致全局收敛速度不均匀,达到收敛耗时极长;另一方面,裂变堆分析中还存在裂变源分布不均匀,计数器数量巨大等问题。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,针对上述问题,进行加速方法的研究。主要内容及创新如下:
  1)针对反应堆高保真粒子输运模拟中全局收敛速度慢问题,发展了基于相空间粒子密度均匀性的自适应优化全局计算效率的全局权窗产生器,将粒子均匀输运到整个模型空间以加速全局收敛。在全局减方差方法的基础上,本文进一步研究了全局-局部耦合收敛加速方法:将全局权窗作为计算输入的一部分,可显著提升传统的权窗产生器的收敛加速效果。以乏燃料储存池模型进行测试,与直接模拟相比,全局计算时衡量计算收敛速度的品质因子(FOM)提升千余倍;对所选取的局部计数目标的FOM提升百余倍。
  2)针对裂变堆全堆芯模拟收敛速度不均匀的问题,本文发展了一种全局权窗产生器-裂变源均匀化耦合加速方法:一方面根据裂变源均匀化方法初步实现临界源粒子的均匀分布,同时应用全局权窗产生器实现对输运过程的偏倚;另一方面,裂变源均匀化方法可根据源粒子密度分布偏倚源粒子的初始权重,使其与全局权窗的参数相适应,从而进一步提高了计算效率。对Hoogenboom全堆基准例题的测试表明,与直接模拟相比,热群通量分布的计算FOM提升约30倍,快群通量分布的计算FOM提升约20倍。
  3)针对大规模计数问题,本文发展了一种基于计数辅助树的大规模计数方法,建立了与几何栅元一一对应的树形结构,并在节点中存储了相应栅元的计数信息,通过当前粒子所在栅元的几何信息从树中快速读出对应的计数器。对Hoogenboom例题全堆芯六百万栅元进行计数时,计数耗时仅为输运耗时的4%,与传统遍历查找计数方法比,显著提高了计算效率。
  为了验证本文方法对实际反应堆工程模型的适用性,采用了ITER发布的C-Lite基准模型与压水堆基准模型BEAVRS进行了验证。与直接模拟相比,该方法使得C-Lite模型屏蔽计算FOM因子提高百余倍,BEAVRS模型通量分布计算FOM提升约10~20倍,说明了本文发展的方法在实际工程应用中具有明显的加速效果。
[硕士论文] 李培培
控制工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:核能谱测量技术作为一种重要的信息获取手段,具有精度高、灵敏度高等优点。数字核谱仪作为核能谱测量的重要工具,性能一直备受本领域研究人员所关注。由于数字核谱仪本身及核脉冲信号自身的特性,数字核谱仪的能量分辨率一直是关于数字核谱仪研究的重点。
  本文列举了影响数字核谱仪能量分辨率的主要因素,根据这些因素提出了改善数字化引入核脉冲信号时带来的误差的思路。在对比了经典卡尔曼滤波与鲁棒H∞滤波之后,选取鲁棒H∞滤波算法实现了数字化核脉冲信号的滤波及基线恢复处理。在明显提高脉冲基线恢复精度的前提下,规避了经典卡尔曼滤波算法过分依赖前一时刻估计值、在噪声不稳定时处理结果不理想的缺点。
  在核脉冲信号成形过程中,本文使用Z变换法,并在研究现有算法的基础上提出了改进算法,改善了现有梯形成形算法在误差累计过程中对成形结果造成的影响,使数字核谱仪的能量分辨率得到改善。
  本文在最后设计并实现了一套数字核谱仪系统,该系统由基本的探测器系统、数字化信号采集系统以及数字化核脉冲信号处理系统组成,能够实现脉冲信号的数据采集及成形、基线处理等功能,对理论得出的最优化数字核信号处理方案的可行性与合理性进行了验证。为核事故发生时,能够使用数字核谱仪测量核事故现场核辐射类型以及能量、时间等信息奠定坚实的基础。
[博士论文] 陈锐
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:反应堆堆芯温度变化时,堆内各种材料的中子截面均随温度发生变化,从而引起反应性变化。为了准确模拟反应堆内不同温度下中子与各种材料间的相互作用,需要生成不同温度下的反应截面。传统在线核截面生成方法虽然避免了直接存储大量核截面数据,但是仍然存在严重的效率低下以及能区适应性窄的问题。本文在充分调研国内外蒙特卡罗(简称蒙卡)中子输运中的在线核截面生成方法现状基础上,基于中国科学院核能安全技术研究所· FDS团队自主研发的超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC,根据可分辨共振能区、热能区与不可分辨共振能区截面的特点,开展了蒙卡中子输运宽能区在线核截面生成方法研究。本文的主要研究内容与创新点包括:
  (1)提出了基于双指数变换-高斯积分耦合的可分辨共振能区在线核截面生成方法。针对宽能区中可分辨共振能区截面生成耗时严重问题,提出在低能区使用基于双指数变换的在线核截面生成方法,在高能区使用基于高斯-厄米特积分的在线核截面生成方法,在保证核截面精度的同时,极大地提高了截面生成效率。测试结果显示,该方法在保证核截面生成精度的基础上,与解析方法相比截面生成效率提高达12倍;国际临界安全基准例题Jezebel及Godiva等的验证结果证实了该方法的有效性。
  (2)提出了基于Neville插值的热能区在线核截面生成方法。根据温度相关的热散射截面特性,提出使用Neville插值算法在线生成目标温度对应的热散射截面。采用国际核数据委员会发布的S(α,β)基准例题等进行测试,结果表明,在保证精度同时,使用基于Neville插值的热散射截面在线生成方法比传统方法的效率提高一个数量级以上。
  (3)发展了基于分段线性插值的不可分辨共振能区在线核截面生成方法。该方法结合了不同温度下概率表参数的特征,使用相邻温度间隔的核截面经分段线性插值方法在线生成目标温度的核截面。国际快堆堆芯模型bigten1及bigten2等测试结果表明,该方法与基准值的偏差小于20 pcm,证明了方法的准确性。
  为了验证本文提出的宽能区在线核截面生成方法的准确性和有效性,采用国际临界安全基准例题、反应性多普勒系数基准例题与IAEA BN-600基准例题等进行了综合验证。通过与传统核截面生成方法与基准值进行对比,结果表明本文发展的蒙特卡罗中子输运在线核截面生成方法能够准确高效地生成各种温度下的中子截面,可用于反应堆多物理耦合计算。
[硕士论文] 杨进文
材料工程 电子科技大学 2017(学位年度)
摘要:近年来,为探索受控热核新能源,解决日益严峻的能源问题,惯性约束聚变(Inertial Confinement Fusion, ICF)成为当代物理学里十分活跃的前沿研究方向之一。并且,由于其实现过程中的高能量密度状态满足核武器条件,使得该领域在军事方面也具有重要应用。为成功实现惯性约束聚变,需要采用纳秒乃至皮秒脉冲激光与靶材进行作用。但是激光与靶耦合过程中激发的电磁脉冲不仅影响实验数据采集的准确性,严重时将导致精密诊断设备的损坏。迫切需要针对激光打靶环境中的电磁脉冲信号开展诊断与屏蔽设计工作。
  本文以基于ICF电磁脉冲辐射测量方法及屏蔽设计为研究课题,采用自行研制的多种型号脉冲天线,包括磁场天线:B-dot环天线、筒天线;电场天线:盘锥天线、平板偶极天线、超频段微带天线,系统测量神光Ⅱ激光装置中激光与靶相互耦合作用激发的电磁脉冲信号。神光Ⅱ装置靶室内外电磁脉冲初始电压峰值分别为1350 V和4 V。基于神光Ⅱ装置诊断结果,分析靶型对电磁辐射信号的影响,得出靶的对称结构有利于减小电磁辐射。实验结果显示靶室内外的回波振荡一定程度上增大了电磁脉冲幅值,并延长信号的持续时长。在百焦耳激光装置上设计进行系列激光诱导激发电磁脉冲信号机理研究性实验,得出靶杆电流的偶极辐射是纳秒激光轰击靶材诱导激发电磁脉冲的机理之一,并且靶室内的回波振荡也是电磁脉冲的重要源项。采用角锥吸波材料作为主要原材料,进行电磁屏蔽设计工作,成功研制了电磁脉冲屏蔽罩及微波暗室。测试结果显示屏蔽罩及微波暗室具有良好电磁屏蔽性能。为减小测试环节中的系统误差,对信号采集过程中采用的同轴电缆进行系列标定测试,得出不同型号的电缆会对信号的传输造成不等的影响。随着电缆长度增加,电磁脉冲时域与频域信号幅值呈现明显衰减趋势。
[硕士论文] Muhammad Ali Shahzad
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:超临界水冷堆(SCWR)是最有应用前景的第四代反应堆之一。由于超临界水具有良好的传热性能,因此,超临界水堆受到广泛的关注。CSR1000是中国自主提出的超临界水冷堆,其设计主要借鉴于超临界水冷堆。目前,超临界水冷堆在程序计算、实验研究和理论分析方面均有所进展。研究堆芯稳定特性,对CSR1000的发展具有重要的意义。
  研究采用计算流体力学(CFD)和基于系统响应矩阵法的直接求解的手段来分析CSR1000堆芯的稳定性。在直接求解分析中,采用系统响应矩阵的方法进行是一种一维分析技术,堆芯稳定性求解域被离散成若干线性元素。具体来说,守恒微分方程被分解为每个元素的本构方程,同时采用衰减比来表示系统的稳定性。另外,采用计算流体力学的方法来分析堆芯的稳定性。堆芯建模为一个三维模型,通过CFD中的湍流模型(k-ε和k-ω)进行求解。采用CFD的方法,可以得到更多的关于堆芯稳定性的信息,但是对计算机要求更高。
  当CSR1000处于正常运行工况时,一旦堆芯衰减率大于0.4191时,其堆芯就会处于不稳定状态。以上所有的研究模型表明,系统稳定性受关键运行参数影响强烈。在加压阶段,当压力达到12MPa时,系统开始出现不稳定性;与平均通道相比,最热通道更容易发生不稳定性;压力与系统稳定性呈正相关;通过入口增加孔缝,有助于提高系统的稳定性。堆芯系统稳定性的结果与网格尺寸的大小相关。由于温度的变化,在距离堆芯出口0.4米的位置,冷却剂热物性发生5%的变化;在冷却剂通道1.5米-2.0米的范围内,由于二次流现象,湍流强度有所提高。
  综上所述,对于分析CSR1000超临界水堆堆芯稳定性,系统响应矩阵法和CFD方法两种方法各有优势。系统响应矩阵方法比较容易实现,计算速度较快;基于k-ε湍流模型的CFD方法对于主流体流动模型的计算较好,能够更详细的提供信息(热工水力流动不稳定中),基于k-ω湍流模型的CFD方法对于近壁面处冷却剂的流动不稳定性有较好的计算结果。
[博士论文] 李书舟
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:在当前清洁能源发展推动的大环境下,核能成为主要的能源解决方案之一。对于核能技术的发展,核安全问题、核燃料资源短缺问题、乏燃料后处理、防扩散问题等都是影响其推广应用的重要因素。铅基冷却快堆作为第四代核能系统的重要备选方案,在安全性性、可持续性、经济性、技术可靠性、运行经验等方面具有其独有的优势。国际上目前对液态金属反应堆开展了大量的设计和研究工作,针对液态金属反应堆的各类计算和分析工具亟待开发,本文以铅冷快堆内的热工水力特性和瞬态安全特性为研究基础,以程序开发—程序验证—算例分析为基本技术路线,开发了适用于第四代液态金属反应堆的堆芯子通道分析程序,并以此为基础进行二次开发,研究了反应堆热工水力耦合分析方法,及其在铅冷快堆中的应用。本文的主要工作包括以下内容:
  (1)针对铅冷快堆的热工水力特性建立了子通道分析模型,包括流体控制方程、燃料元件导热方程,充分考虑了各理论模型可能对子通道程序计算结果产生的影响。建立了各种辅助模型,考虑了液态金属的物性特点,比较了各种经验关系式的优劣,总结出适用于液态金属冷却剂子通道计算的理论模型。通过数值方法将子通道理论模型进行离散,采用稳定、高效的计算方法求解各项方程,完成KMC-sub子通道分析程序的编制并进行了测试。
  (2)基于实验验证的方法完成了KMC-sub子通道分析程序的计算准确性和适用性的验证工作,使用液态金属特别是铅基液态重金属组件棒束实验数据对程序计算结果进行比较,对子通道程序进行了模块化和整体验证,分别从压降模型、换热模型、温度场分析等几个方面对程序结果的正确性、合理性以及适用性进行了详细分析。验证结果表明,KMC-sub程序计算结果正确合理可信,具有较高的计算精度,且同时适用于钠冷却剂和液态重金属冷却剂反应堆的计算;开展了SNCLFR-100堆芯的热工水力特性分析,结果显示包壳最高温度、冷却剂最大速度等关键热工水力学参数满足热工水力安全设计准则,设计方案合理可行。
  (3)以KMC-sub子通道分析程序和点堆中子动力学为基础,发展了热工-物理耦合快速分析程序,使用FLUENT/PK对耦合程序开展了准确性和适用性验证,以反应性引入事故为基准算例,对计算结果进行比较和分析,验证结果表明,耦合程序的计算结果与FLUENT/PK结果吻合度较高,热工-物理基础模型正确合理,程序具有较高的准确度和合理性;考虑液态金属的反馈反应性和中子能谱特征,对堆芯等效组件和堆芯几何参数配置方案的瞬态热工水力特性进行了比较和分析,结果表明温度等效组件的计算结果更合理;堆芯瞬态行为对节径比敏感,节径比越大,温度负反馈越强。
  (4)结合KMC-sub子通道分析程序和FLUENT程序各自的计算原理和数据处理特点,以用户自定义函数为基础,初步完成了CFD-子通道耦合分析程序开发,在时间迭代方式上采用显式耦合,同时试验了分隔区域法和重叠区域法的耦合方法。子通道程序和控制宏以UDF的形式整体编译,通过交界面实现程序之间的数据交换,实现了局部尺度和部件尺度的多尺度耦合模拟计算;以子通道程序为基础拟合了CFD多孔介质模型的阻力系数曲线,开展了铅冷快堆三维热工水力现象的耦合分析。
  本文完成了铅冷快堆子通道热工耦合分析方法的研究,开发了铅冷快堆的子通道分析程序、子通道-中子物理耦合分析程序,研究了CFD-子通道耦合分析方法,成果可用于液态金属反应堆热工水力特性研究和安全分析,为此类反应堆的设计和研究工作提供了理论分析工具,具有一定的应用价值和实用意义。
[博士论文] 刘亮
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》中指出,到“十三五”末,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发生率进一步降低。超临界水冷反应堆(SCWR)作为我国第四代堆发展中的备选堆型,具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势。从安全角度看,超临界水堆装水量少,瞬态响应快,这种核能系统需要进行安全论证,因此针对超临界水堆的瞬态及事故分析具有重要的科学意义。
  以CSR1000超临界水堆为研究对象,编制了稳定性分析程序SAC-CSR1000和瞬态及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序验证之后,进行了以下计算和分析:超临界水堆堆芯系统稳定性计算;超临界水堆安全控制系统分析;超临界水堆典型瞬态计算;超临界水堆典型事故计算;超临界水堆安全特性及设计优化。
  在超临界水堆堆芯系统稳定性计算方面,进行了满负荷运行瞬态和全过程启动瞬态的稳定性分析。结果表明:在满负荷运行过程中,第一流程和第二流程每个节点的最高衰减频率均低于0.5;在启动瞬态稳定性中,通过相对稳定性分析,发现汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段,均出现了明显的最高衰减频率高于0.5的现象。因此,CSR1000超临界水堆堆芯系统能够保持满负荷工况下堆芯的稳定性;在汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段存在着堆芯系统的不稳定性。
  在超临界水堆安全控制系统方面,进行了安全系统触发条件的判断,安全系统运行过程分析,能动安全系统的匹配计算。结果表明:超临界水堆安全系统有低流量、高功率、高压力的停堆触发信号;超临界水堆能动安全系统参数得到了优化确定。其中,压力控制器K值为100/4;主蒸汽温度控制系数KP为0.12;功率控制器调整系数B为2.9。
  在超临界水堆典型瞬态方面,进行了部分失流瞬态和冷却剂泵卡轴瞬态计算。结果表明:部分失流瞬态发生后最高包壳温度为729.08℃,堆芯压力稳定在24.17MPa;卡轴瞬态发生后,最高包壳温度为739.72℃,堆芯压力稳定在24.14MPa;这两个瞬态发生之后,最高包壳温度不超过850℃,且超过800℃的时间不超过491小时。反应堆压力不超过26.25MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型瞬态工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足瞬态标准要求。
  在超临界水堆典型事故方面,完成了完全失流(短期),完全失流(长期)和失水事故的计算。结果表明:发生失流事故之后最高包壳温度为1094.56℃,反应堆压力最高为25MPa;发生失水事故之后最高包壳温度为630℃,反应堆压力最高为25MPa。这两个事故发生之后,最高包壳温度不超过1260℃,最高堆芯压力不超过27.5MPa。因此,CSR1000超临界水堆在典型事故工况下,安全系统能保证燃料包壳的完整性,满足事故标准要求。
  在超临界水堆安全特性及设计优化方面,分析了超临界水堆的安全特性,并提出了设计方案的优化。得到以下分析结果和优化方案:推荐设计方案密度反馈系数比例为1,多普勒反馈系数比例取值选取为4;在两个流程增设流量、压力传感装置,增加逻辑控制单元,以控制启动过程的流量和压力,保证不发生堆芯流动不稳定现象;在安全系统的使用上,推荐采用能动与非能动结合的设计方式。
[博士论文] 李璐
动力工程及工程热物理;核电与动力工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:放射性源项关系反应堆系统运行、维修维护及退役等环节,对辐射防护、个人和集体剂量以及安全分析有重大影响。水冷反应堆中,结构材料与冷却剂接触发生腐蚀,生成了较稳定的氧化层,金属离子穿过氧化层释放进入冷却剂。辐照区的氧化层以及由冷却剂携带进入辐照区的金属离子受中子辐照发生活化反应成为放射性物质,冷却剂中的放射性物质在冷却剂的携带下沉积到非辐照区形成了γ辐射场,对电厂检修维护及运行人员构成辐照危害。正常运行工况下,压水堆堆芯外90%的集体剂量是由与一回路冷却剂接触的管壁上沉积的活化腐蚀产物引起的。对于水冷聚变堆,不存在裂变产物,活化腐蚀产物成为放射性的主要来源。无论压水堆还是水冷聚变堆,活化腐蚀产物对正常运行工况下的职业照射以及事故工况下的潜在放射性释放都存在着重大影响,直接影响工作人员的照射剂量水平。对活化腐蚀产物的研究是反应堆事故分析、剂量与辐射防护优化、放射性废物管理等的重要技术基础,是反应堆审查取证的重要环节。
  目前国内外计算活化腐蚀产物多数使用的是经验模型和半经验模型,其应用范围非常有限,依赖于电厂运行数据或试验数据,模拟温度、pH值等参数限制在一定范围内的变化,只适用于特定的堆型和工况;对放射性核素的种类和核反应的种类有极大的限制,只能计算Co-58、Co-60、Fe-59、Cr-51、Mn-54等几种放射性核素的核反应,不能满足聚变堆高能中子辐照下多种材料的源项分析需求,也不能满足事故瞬态下短寿命核素的计算需求;聚变堆独有的脉冲运行特点也对计算提出了新的要求。
  本论文开发了基于经典的经验模型的水冷反应堆主回路活化腐蚀产物计算程序。对水冷反应堆主回路活化腐蚀产物的产生与迁移机理开展研究,建立基于浓度差驱动原理的机理模型,开发了基于机理模型的水冷反应堆主回路活化腐蚀产物计算程序。脱离了对核电厂及试验回路的经验系数的依赖,结合溶解度的计算成功实现了物质迁移方向的自动匹配功能,突破了以往程序对堆型及运行工况的限制。
  借助课题组中的沉积试验及测量结果,根据对模型计算值和试验测量结果的分析,对沉积模块进行修正,成功实现了pH值对沉积行为的影响的模拟;对多种结构材料进行了不同运行环境下的腐蚀行为模拟试验,解决了聚变堆工况下腐蚀模型计算不准确的问题;引入EAF-2007数据库,为活化及衰变反应提供核数据,实现了计算任意放射性核素的功能;加入多种脉冲等效模块,满足不同计算需求及聚变堆型的要求,保证计算精度的同时可以大幅提高计算效率;添加点核积分模块计算相应的剂量率及职业照射ORE(Occupational Radiation Exposure),实现了放射性活度与剂量率的转换。通过上述工作,克服对pH值变化范围的限制,突破了以往程序对材料及工况、放射性核素种类的限制,直接给出γ剂量场使得计算结果更加直观。
  基于以上工作,开发了适用于压水堆和水冷聚变堆的活化腐蚀产物计算分析程序CATE。为充分验证模型的正确性及程序的适用性,分别从试验验证和程序验证两个角度选取了试验回路MIT-PCCL回路、水冷聚变堆ITER LIM-OBB回路和压水堆秦山二期核电厂一回路进行了模拟分析,并与公开发表的文献结果进行了比对。计算结果均能与试验测量值和程序计算值保持在同一数量级,在源项计算领域内可以认为计算结果是吻合的,从试验和程序的角度验证了模型的准确性和结果的可靠性。
  水冷聚变堆的高温高压环境、产生的高能量中子会对结构材料产生较强的腐蚀、活化作用,水冷聚变堆对结构材料提出了更高的要求,结合我国已生产的多种低活化材料,应用CATE程序首次实现了国际热核聚变实验堆ITER(International Thermonuclear Experimental Reactor)环境下国产低活化材料及传统奥氏体不锈钢对水冷聚变堆活化腐蚀产物影响的对比分析;当前中国聚变工程试验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)处于设计阶段,活化腐蚀产物源项的水平是其颁证的关键影响因素,可能对聚变堆设计和运行有很大的影响,目前国内尚无对CFETR活化腐蚀产物水平计算分析的研究工作,本文应用CATE程序实现了对CFETR包层回路的活化腐蚀产物进行计算分析。
[博士论文] 刘志宾
控制科学与工程;控制理论与控制工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2017(学位年度)
摘要:核电仿真机对核电厂运行、人员培训等起着重要的作用,而核反应堆堆芯中子通量分布的计算是构成全范围核电仿真机的核心内容之一,开发具有自主知识产权的堆芯中子物理计算软件包是实现核电全范围仿真机自主化的关键。本文从国内天然铀需求、乏燃料产生量的外在驱动力作为出发点,开展对核反应堆功率分布计算的研究,并为核燃料管理软件的开发打下基础。
  本文主要研究内容如下:
  (1)在国内首次系统性研究分析了中国2050年之前三代压水堆(PWR)的核燃料情景分析。采用“一次通过”模式仿真分析了2050年前我国核燃料需求量,定量的计算出三代压水堆核电站所需的铀资源、分离功、乏燃料、Pu和次要锕系元素的产生量,计算的结果对当前中国核燃料的需求和乏燃料的处理敲响警钟,有必要加快推进核燃料闭式循环的步伐;并从核燃料循环利用角度出发,指出压水堆和CANDU堆的配比数量关系。这些计算结论对研究堆芯中子物理的分布也具有比较强的背景意义。
  (2)开发了CoSGET(Core Simulator based on General Equivalence Theory)堆芯功率分布计算软件包。选择已安全运行39年的加拿大Pickering核电站作为研究对象对CANDU堆的空间中子通量分布进行研究。从理论上研究了以自然铀作为燃料的CANDU堆中子通量分布状态,而压水堆的乏燃料铀富集度的含量与其是相当的。模型采用两群理论(热中子和快中子),在笛卡尔坐标下选择先进节块法作为处理堆芯空间几何的方法,以等效均匀化理论为基础,提出采用中心网格有限差分法(Centered Mesh Finite Method)作为解耦节块平均中子通量和节块界面中子净流的方法,验证表明中心网格有限差分法在CANDU堆中的应用其综合误差在1%左右;采用幂法和SOR迭代法求取扩散方程的特征值和中子通量密度。迭代过程通过与内循环采用SOR法、外循环采用Wielandt结合源外推方法比较得出:本文采用的方法在运行速率和迭代次数上要好于后者;同时迭代过程也印证了SOR的松弛因子的选择对程序运行时间和迭代次数有着比较大的影响。合理的选择SOR的松弛因子将能有效降低迭代次数并提高运行效率。软件包建立了390个通道的细网模型,仿真分析了堆芯中子通量在反应堆的空间分布状况;并将细网模型过渡到粗网模型仿真分析了反应堆稳态状况下的等效均匀化参数(堆芯中子通量分布、扩散系数、吸收截面、裂变截面、不连续因子和反照率)。
  (3)针对Pickering核电站堆芯物理结构在动态方面考虑了12种扰动因素:调节棒、停堆棒、燃料棒温度、慢化剂温度、硼浓度、氙毒物、轻水控制区、冷却剂温度、冷却剂纯度、慢化剂纯度、慢化剂液面高度、通道换料、空泡效应,同时分别仿真分析了扰动因素对反应堆反应性的影响,最后得到堆芯满功率工况下的稳态功率分布,通过比较得出Kcff误差为0.38%,全堆芯390个通道的满功率与热工水力计算的值误差为0.16%,功率分布在堆芯内部误差0.6%以内,外部偏差为1~2%,说明了本模型具有比较高的计算精度,可以作为CANDU堆仿真机的堆芯中子物理计算工具使用。
[硕士论文] 邓超
环境科学与工程 西南科技大学 2017(学位年度)
摘要:随着人类载人航天技术的快速发展,越来越多的国家对太空环境与太空资源进行探索。宇航员的辐射防护问题和宇宙飞船元器件的损伤问题成为航天技术的一个难题,空间辐射主要来自光子、中子和重离子,由于空间中子数量多、穿透力强、伤害大而被人们特别关注。若能测得空间中子能谱,对空间中子能谱进行评估,则对航天技术的进一步发展起着不可替代的作用。
  本工作在地面上模拟太空进行中子能谱测量实验,采用清华大学的LPA(laser plasma accelerator,LPA)产生的150 MeV电子打靶产生的中高能中子,开展基于飞行时间法的中子能谱测量方法研究和中高能中子剂量估算与校准。实验分析得到了LPA电子电荷量与能量分布,采用蒙特卡罗模拟得到了光子和中子分布特性,确定了本工作的中子能谱测量位置。实验测量了不同靶条件下的中子能谱,确定了最佳铅屏蔽条件,得到了可信度较高的中子能谱。采用不同方式对中子注量剂量转换因子进行校正,计算得到了实验测量的中子周围剂量当量值。本工作以LPA作为中子源能量驱动进行实验探索,得出了该加速器下探测条件的参数,为地面中高能中子能谱测量实验提供了参考;对中高能中子周围剂量当量校准进行了初探,得到具有参考价值的中子周围剂量当量值。
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