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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] 吴樑
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:为了维持聚变堆的高功率稳态运行,需要限制芯部杂质浓度。对于高Z材料由于其容易辐射能量的特性,导致其芯部能够允许的浓度更低。然而由于低Z材料的高腐蚀性以及氚滞留问题,我们不得不考虑使用高Z材料作为面向等离子体材料。对于高Z面向等离子体材料,W是最好的选择,因为它有最高的结合能,因此更难被腐蚀。
  另一方面,由于工程限制,需要限制到达偏滤器的能流,通过在外围充中等质量数杂质粒子(Ne,Ar)进入等离子体的方式可以有效的辐射能量,减少到达偏滤器靶板的能流。然而,这些充入的杂质气体会进一步通过撞击壁材料的方式溅射出W杂质,进而影响W离子的芯部浓度。对于CFETR装置,已经有针对充杂质气体条件下,仅考虑W靶板溅射的模拟研究,但全钨壁的模拟研究尚未开展。
  本文通过SOLPS计算边界等离子体背景,再通过DIVIMP计算钨杂质浓度的方式,基于下单零偏滤器位形,在不同Ne注入率条件下对全钨壁CFETR杂质腐蚀和输运进行模拟研究。为了考察主等离子体室壁溅射的影响,将SOLPS计算网格最外侧磁面的等离子体以指数衰减的方式外推至壁上,以估算壁上的钨溅射通量。
  模拟结果表明,提高Ne的充气率能有效减少芯部W杂质浓度,仅考虑靶板为钨的情况,当Ne注入率达到2.1×1021 s-1时,芯部W浓度降低至10-5以下。然而加入壁上的溅射后,芯部W浓度提高到10-4量级,且随着充气率的提高并没有明显下降。因此,未来对于主等离子体室壁上的溅射应给予更多的重视。
[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。
[硕士论文] 马冰
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国工程聚变实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)包层第一壁处在高热流密度(0.3MW/m2)、高能中子辐照(14MeV)和高速冷却剂冲蚀(300-500℃)等恶劣服役环境中,并且CFETR第二发展阶段具有更高的功率和服役温度。第一壁作为服役环境最恶劣的部件之一,它的更换是非常昂贵,耗时并且具有潜在的放射性危险,所以其服役寿命直接关系到聚变堆的安全性和可行性。因此聚变工程设计需要重点考虑第一壁的服役寿命。
  本文首先总结了国内外聚变候选结构钢的发展路线和典型材料,又介绍了辐照蠕变的微观机制和模型包括SIPN模型、SIPA模型等。此外本文利用ANSYS有限元方法对CFETR氦冷固态包层第一壁双流道模型进行流固耦合的热-机械分析,计算不同表面热流、不同第一壁厚度和不同冷却剂入口温度条件下第一壁的温度和应力分布。其结果显示随着热流密度的升高、壁厚的增加和冷却剂温度的提升,其服役温度和应力均具有不同程度的升高,并且最大温度和最大应力均出现在U型流道的拐角处,然后本文结合三类结构钢的辐照蠕变断裂实验和Larson-Miller模型方法,得到特定材料的L-M蠕变寿命外推模型。
  本文进一步分析候选结构材料的St和Sm,铁素体/马氏体钢PNC-FMS和9Cr-ODS钢在辐照环境下St没有明显的降低,其辐照蠕变性能受辐照影响较小。而奥氏体钢在辐照环境下St有很大程度的降低。PNC1520均具有优于PNC316钢和15-15Ti钢的热蠕变St和辐照蠕变St。而对比15-15Ti和316的辐照和辐照后蠕变寿命可知,不能简单的利用辐照后蠕变来代替辐照蠕变。此外探究表明冷加工对提升奥氏体热蠕变寿命具有一定的作用,但由于冷加工奥氏体钢辐照后延性损失更大,冷加工并没有提升奥氏体钢的辐照后蠕变寿命。论文计算和分析了PNC316、PNC1520、DIN1.4970、PNC-FMS、9Cr-ODS等钢种作为CFETR氦冷固态包层结构材料时的辐照蠕变寿命,并探究第一壁设计参数对辐照蠕变寿命的影响。结果表明CFETR第一壁辐照后蠕变寿命分别随热流密度、壁厚和冷却剂入口温度的增大而减小。考虑可接受的寿命,热流密度、壁厚和冷却剂入口温度等设计参数均有不同程度的提升空间。
[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] 郭超
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:为了精确把握堆芯三维动态特性及核反应堆系统瞬态工况下的安全特性,十分必要采用三维中子物理程序与热工水力学程序耦合计算的方式,对快堆的核热耦合作用较为剧烈、功率分布变化明显的瞬态过程进行分析。本文主要研究了基于三维核热耦合的液态金属冷却快堆系统分析技术,其中包括快堆系统分析技术、三维中子动力学方程的求解技术和快堆三维中子物理与热工水力耦合技术。在这些技术的基础上,分别开发了快堆系统分析程序、三维中子物理程序和快堆三维核热耦合程序。
  首先,本文研究了快堆系统分析技术。对适用于快堆系统分析的物理模型进行研究,开发出了适用于钠冷快堆的系统分析程序。研究了适用于铅冷快堆的冷却剂物性参数、流动换热关系式,并且在钠冷快堆系统分析程序现有模型的基础上,通过整合相关模型和数值计算方法,开发出了适用于铅冷快堆的系统分析程序。利用钠冷快堆系统分析程序对美国EBR-Ⅱ快堆的无保护失流事故和无保护失热阱事故进行计算分析,计算结果与实验数据符合较好,验证了程序的有效性和EBR-Ⅱ快堆的固有安全性。之后,利用铅冷快堆系统分析程序对SVBR75/100的稳态工况、升降功率工况和事故工况进行计算分析,验证了程序的有效性。
  其次,本文研究了三维中子动力学方程的求解技术。提出了高阶节块展开法,用于求解六角形坐标系下的三维中子扩散方程,提高了空间离散的计算精度。之后,采用对角隐式龙格库塔法作为求解六角形坐标系下中子动力学方程的时间离散方法,提高了时间离散的计算精度。在此方法的基础上,分别开发了三维稳态中子物理程序和三维中子动力学程序,并利用相应的稳态基准题和瞬态基准题验证了程序的准确性。
  最后,研究了快堆三维中子物理与热工水力耦合技术,其中包括适用于快堆的稳态核热耦合技术和瞬态核热耦合技术。在稳态耦合方法中,系统分析程序和中子物理程序依次计算并且互相传递数据,通过多次迭代计算得到三维功率分布和热工水力参数。在瞬态耦合方法中,耦合形式选择一次通过式的内耦合,物理与热工水力计算不进行迭代。在时间离散方面,本文研究了一种改进的半隐式耦合格式。在时间步进控制方面,采用多级时间步长策略,中子物理程序和热工水力程序采用不同的时间步长。基于本文研究的核热耦合方法,采用模块化耦合的方式实现三维中子物理程序与快堆系统分析程序的耦合,开发出快堆三维核热耦合系统分析程序。利用VVER440基准题对核热耦合机理进行了验证,计算结果与参考解符合的较好,验证了核热耦合方法的有效性和三维瞬态物理程序的准确性。然后,利用所开发的程序对SNR控制棒失控提出事故进行计算,计算结果与参考解符合较好,验证了程序的有效性。
[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。
[硕士论文] 朱晨
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国聚变工程试验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)是一个正处于概念设计阶段的超导托卡马克试验堆,第一阶段目标是聚变功率达到50~200MW,聚变燃烧时间达到30~50%。装置大半径和小半径分别为5.7m和1.6m。为了有效地进行聚变堆自洽设计和堆芯参数的优化,进行CFETR系统设计软件的开发十分必要。
  CFETR系统设计软件主要包括了总体软件集成平台搭建、工程设计软件集成、物理设计软件集成及验证和堆芯参数优化。由物理设计为工程设计提供输入参数,由工程设计反馈物理设计的工程可行性,将各子系统的设计有机地联系在一起,相互之间多次迭代,最终实现自洽设计。
  真空室设计模块作为工程设计软件集成平台的一个子模块,其工程设计和分析功能的实现非常重要。真空室的设计是需要考虑多种综合因素,不仅包括真空室自身的材料选择、结构设计和工艺等因素,也包括磁体线圈布局等因素,其中任何一个因素的变化都可能会影响到其他因素的选择并会对真空室的整体性能造成影响,因此要对对真空室各种设计参数进行不断调整和优化,最终得到一个满意的设计结果。
  为了提高效率,节省计算资源,本文以CFETR系统集成设计平台为依托,设计并实现了真空室设计模块中的参数化分析功能。其主要目的是实现CFETR真空室初步模型的参数化建模与有限元分析,并运用成熟的全局和局部优化算法,根据有限元分析结果对真空室设计的关键几何参数做出一定范围内的优化,快速、高效地为真空室详细设计提供参考和支持。
  真空室参数化分析功能可实现真空室自动建模及与几何参数的迭代优化。并且做为系统集成设计平台的一部分,可以方便地与其他工程部件设计模块以及物理设计模块相交互,达到总体协同设计,避免出现数据不同步而导致的设计工作的浪费。而参数化分析模块的优化结果可以为后续详细的真空室设计提供大致的方向。文中利用该模块尝试对CFETR真空室的重量进行优化以降低成本,优化结果证明了模块的有效性和可行性。
[硕士论文] 杨万里
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国核聚变工程实验堆CFETR是一个处于概念设计阶段的超导托卡马克试验堆。该装置介于国际热核聚变实验堆ITER与未来聚变示范堆DEMO之间,设计输出50~200MW的聚变功率,在最大输出功率下,CFETR的氚消耗速率将达到每天30克。考虑到自然界有限的氚储存量以及聚变堆较大的氚消耗量,实现氚自持是CFETR聚变反应堆的设计工作中一个重要问题。
  通过对氚的基本理化性质调研,以及材料中氚渗透过程的分析,本论文针对平板内以及圆形管道内氚渗透过程进行了推导分析。考虑到CFETR的工程实际设计中,常见的不规则结构中氚输运问题,本论文尝试引入了有限元方法进行氚输运的数值模拟,并基于MATLAB开发出小型的有限元计算程序。选取CFETR固态水冷包层设计中,第一壁剖面的单个流道结构,开展了使用有限元方法计算不规则结构中氚输运的可行性验证。
  包层是磁约束核聚变反应堆的核心部件之一,也是聚变反应中实现氚增殖区域。基于CFETR的氚自持要求,本论文主要针对CFETR的固态水冷包层中氚问题的开展了分析工作。通过对包层的设计分析,本论文建立了一个简化的水冷包层内氚输运分析模型,并基于MATLAB开发出包层内氚输运分析模拟程序。对CFETR从启动到持续稳定运行这一段时间内,固态水冷包层内氚浓度、氚储存及氚泄漏行为进行了分析。考虑到该包层在概念设计阶段的不确定性,本文针对部分CFETR固态水冷包层的参数进行了敏感性分析,包括包层内氚源强度、热工设计温度、一回路分支流量分配、结构材料的表面条件等。通过对氚输运结果的分析总结,对后续的CFETR固态水冷包层的氚输运优化,给出一些参考性的意见与建议。
[硕士论文] 温小健
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:反应堆发生严重事故时可能产生大量的氢气,氢气在一定条件下可能发生燃烧甚至爆炸,严重威胁安全壳的完整性。继美国三里岛核事故之后,日本福岛核事故再次证明氢气燃爆会造成严重的后果。为了达到核电主管部门提出的力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性目标,有进一步开展反应堆三维氢气安全分析并开发适用于三维氢气安全分析的有障碍物氢气燃烧模型的迫切需求。因此,本文开展了有障碍物氢气燃烧实验装置设计与数值模拟研究,旨在进一步认识有障碍物条件下的氢气燃烧行为,并为有障碍物氢气燃烧分析模型的开发提供数据支持。
  氢气燃烧实验装置设计是数值模拟及后续实验研究的基础,本文首先进行了有障碍物氢气燃烧实验装置的初步设计。实验装置主要由安全罐、实验管段、气体供应系统、加热保温系统、点火设备、高速摄像机、数据采集系统及其他辅助设备构成。安全罐与实验管段是氢气燃烧反应的场所,气体预混罐是反应气体的混合场所。安全罐为卧式封闭结构,用于开展低浓度氢气燃烧实验。实验管段为半封闭管道结构,管道内布置不同结构的障碍物,用于研究障碍物对氢气燃烧特性的影响。安全罐与实验管段内均布置有传感器,用于测量氢气燃烧压力、温度及火焰传播速度。
  基于实验装置设计开展了氢气燃烧数值模拟研究。结果表明,半开口管道内,障碍物会加速火焰传播,产生更大的燃烧压力;障碍物布置的数量越多或其阻塞率越大,氢气燃烧压力越大,火焰加速越快;障碍物间距为1.5倍管道内径时,火焰速度及燃烧压力达到最大值;在阻塞率相同情况下,圆形障碍物比半圆形障碍物更有利于火焰加速,增大气体燃烧压力。在封闭环境中,水蒸气的加入能抑制氢气燃烧反应速率,降低火焰速度、燃烧压力及温度,而且水蒸气含量越大,抑制效果越明显;氢气当量比接近1时,气体燃烧反应最强烈,产生的压力及温度达到最大;气体燃烧压力及火焰传播速度随混合气体初始压力的增大而增大,随混合气体初始温度的升高不断减小;点火位置只影响压力及温度上升速率,对最终的数值无影响,当中间位置点火时,压力及温度上升速率最快。
[博士论文] 张光雨
核能科学与工程 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:铅冷快堆具有中子经济性好、固有安全等优点,被列为第四代先进核能系统的六种参考堆型之一。根据官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”,铅冷快堆有望在六种候选堆型中率先实现工业示范应用。但铅冷快堆作为一种新型的反应堆,目前仍缺乏运行经验,需要有针对性的开展仿真系统的研发工作,为反应堆设计运行等提供技术支持平台。而在铅冷快堆仿真中,高精度热工水力实时仿真及动态特性分析显得尤为重要,其能高保真度的再现反应堆的真实物理过程,便于设计及运行人员对反应堆系统的特性及状态进行分析判断,优化反应堆设计及运行控制。因此,对铅基反应堆热工水力实时仿真及动态特性分析具有重要的现实意义。本文利用RELAP5-HD程序,基于SimExec仿真平台,建立了中国铅基研究实验堆热工水力学实时仿真模型,主要内容包括:
  中国铅基研究实验堆热工水力系统实时仿真模型的建立。以10MWth小型铅铋冷却反应堆系统为研究对象,建立了反应堆系统的一维及三维热工水力学模型、堆芯物理模型及控制系统模型,并对其进行稳态及瞬态验证,完成了铅基实验堆模拟机仿真模型的开发。
  仿真系统实时性研究。针对开发的仿真模型,开展了实时性机理研究,从模型复杂度、求解方法、时间步长及计算机性能等方面进行了讨论,深入分析了影响系统模型的实时性因素及满足实时性要求下,模型高精度的实现,确认了一种最优化的建模方法。
  中国铅基研究实验堆实时仿真及动态特性分析。基于开发的实时仿真模型,对10MWth铅铋冷却反应堆进行了稳态工况、变工况及事故工况的模拟仿真,并对系统的动态特性进行了比较详细的分析,完成了该反应堆的仿真计算。
  本研究针对10MWth小型铅铋冷却反应堆系统开发了热工水力实时仿真模型,并对模型进行了验证,结果表明以RELAP5作为工具建立的铅基反应堆高精度实时仿真模型是可行的。该模型已用于中国铅基实验堆模拟机仿真系统,通过了模拟机仿真平台的校核,满足了当前中国铅基研究实验堆模拟机仿真的要求。伺时,其建模方法对于第四代先进核能系统的其他堆型具有一定的普适性,对铅基堆热工水力模型的高精度实时性研究为今后实时仿真模型开发及改进具有一定借鉴意义,也进一步为铅基实验堆系统实时仿真及安全分析提供研究基础。
[博士论文] 李恭顺
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国聚变工程试验堆(CFETR),是一个为了填补国际热核聚变实验堆(ITER)和未来聚变示范堆(DEMO)之间的技术差距而设计的托卡马克装置,它的主要科学目标是获得Ⅰ期200MW和Ⅱ期1GW的聚变功率、演示聚变堆的稳态运行(运行因子为0.3-0.5)以及实现氚的自持(氚增值比大于1.0)。诊断系统是托卡马克装置的重要子系统,是装置保护、基本控制以及改善等离子体表现的重要方式。CFETR诊断系统的设计是一项重要而富有挑战的研究工作。本论文主要包括以下四部分内容。
  第一部分介绍的是ITER诊断系统。ITER将集成当今国际受控磁约束核聚变研究的主要科学和技术成果,因此可以在消化和吸收ITER诊断系统的基础上设计CFETR诊断系统。ITER诊断系统复杂而全面,将利用涵盖了磁、激光、微波、光谱、中子和聚变产物等领域的约70项诊断系统提供近100项测量参数。
  第二部分为本论文的主体内容,介绍了目前CFETR诊断系统概念设计的进展。首先评估了CFETR诊断系统所面临的挑战,计算了CFETR环境下的中子壁负载、中子通量和中子积分通量的值;然后给出了CFETR诊断系统的设计流程;接着根据CFETRⅠ期和Ⅱ期的不同特点,给出了CFETR诊断系统的规划,提出了在CFETR前期和后期分别采用ITER-like和面向DEMO的两套诊断方案;最后阐述了三个具有不同功能和冗余度的ITER-like诊断系统方案,并对这些诊断技术在应用到CFETR环境下可能面临的挑战做了描述。
  第三部分为CFETR诊断窗口集成设计研究,描述了诊断窗口集成的挑战、诊断窗口集成的流程以及诊断子系统布局时需要考虑的因素;利用CATIA软件对CFETR装置和诊断窗口插件进行了三维建模,并将偏振干涉仪、H-α光谱和可见红外成像三项诊断子系统集成到同一个诊断窗口上。
  第四部分介绍的是一项面向反应堆诊断的先行研究工作:远红外激光补偿干涉仪的系统设计。在未来的聚变堆装置条件下,用于电子密度测量的短波长远红外激光干涉仪将面临振动误差的严重问题。补偿干涉仪利用双波长激光同时测量的方法,将振动误差从测量结果中消除,是未来聚变堆的远红外诊断的必要技术。本部分内容首先介绍了补偿干涉仪的基本原理;其次利用双声光调制器获得了1MHz的调制信号,并测定了其稳定性;然后准确测量了纳米级别的精细位移。最后,基于EAST托卡马克装置的环境条件,完成了补偿干涉仪的系统设计。
[硕士论文] 王帅
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:核反应堆严重事故的研究是近几十年来核安全领域的重要课题。自三哩岛事故后,世界多国的多个组织或者机构分别进行了不同类型的大型实验,探究严重事故中出现的各种现象和机理,同时也发展了如SCDAP/RELAP5和MELCOR等多种严重事故系统分析程序。单根燃料棒的熔化过程作为严重事故中堆芯损坏的重要环节,决定着事故的发展走向和严重程度。然而,现有的对堆芯熔化中燃料棒的熔化的相关认知依然缺乏,严重事故分析程序对这一过程的处理也多做工程简化或忽略。以单根燃料棒的熔化过程为研究目的,本文通过实验模拟和数值计算的手段对锡包壳的熔化过程进行详细的研究。
  模拟实验采用低熔点金属锡作为熔化对象,通过重铸和再加工,形成不锈钢加热棒外裹特定厚度的锡包壳。通过改变加热功率、包壳厚度以及环境条件等影响条件,分析对包壳的熔化过程的影响。实验采用可视化,并用DV机记录熔化过程中的形态变化。实验结果归纳了熔化过程中的三个阶段:加热阶段、熔化阶段和解体阶段,其中的熔化阶段根据出现的现象分为液滴析出、肿胀变形和“熔孔”三个环节。针对其中的肿胀变形和“熔孔”现象,引入圆柱壁应力模型进行定性分析,得出肿胀变形程度取决于包壳厚度。对包壳出现的“熔孔”现象进行定量分析和预测,得出包壳“熔孔”破裂失效高度随着加热功率升高而降低,而且与加热功率和熔化时间呈函数关系。最后,本文对比了不同的环境条件对熔化过程产生的影响。
  数值计算采用成熟CFD软件ANSYS FLUENT,利用其中的凝固/熔化模型与VOF耦合对实验进行二维计算。与实验结果类似,计算过程分为加热、熔化、破口和再凝固等4个阶段。熔化阶段中存在加热棒加热和高温液体向下汇聚的两种热量传递过程。通过提取原形状区域的固相分数为参考量,定量分析了破口产生、加热功率和环境温度对熔化的影响。结果表明,破口的产生对熔化的过程具有转折性的意义,破口高度与环境温度存在较大的依赖关系。
[硕士论文] 金成
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:包层是聚变堆的核心部件,有氚增殖、能量转换和辐射屏蔽的作用。由于包层处在强磁场环境中,其受到的电磁载荷对包层有很大的影响,开展电磁载荷研究对包层的安全运行有重要意义。包层的电磁载荷主要包括静态条件下由于磁化效应产生的载荷以及瞬态条件下由于感应电流产生的载荷。本文针对课题组提出的一种中国工程聚变实验堆(CFETR)氦冷固态包层(HCSB)方案进行了电磁载荷的分析。
  首先采用了CFETR主机设计报告中的电磁场系统,结合HCSB进行包层的静态电磁分析。使用CATIA软件建立了包括磁体系统、等离子体以及包层模块的电磁分析模型,使用MAXWELL软件对包层模型进行静态电磁分析。计算得到了静态情况下包层受到的电磁力、力矩、电流密度等电磁载荷。
  其次,计算了瞬态条件下包层模块的电磁载荷。先进行主破裂事故下电磁载荷分析。主破裂事故的研究对象为典型包层模块,加载的等离子体电流包括线性衰减和指数衰减两种模式,每种模式下分别考虑包层材料铁磁性的影响。计算得到了主破裂事故下包层内的感应电流、磁场强度、电磁力、电磁力矩等电磁载荷。接着进行了垂直位移事故下的瞬态分析。采用电流丝模型来模拟等离子体,研究对象为一个极-径向面上所有的包层模块。分别在考虑铁磁性材料和不考虑铁磁性材料两种情况下对包层的磁场、感应电流、电磁力进行了计算。
  最后,对赤道面外包层模块在热-机械分析基础上进一步考虑电磁载荷进行了综合的热-机械-电磁应力评估。评估的标准参考ITER的真空室内部部件结构设计标准SDC-IC以及欧洲核电标准RCC-MX。分别对包层模块的第一壁、盖板、加强板、冷却板以及背板上应力最大的区域进行线性化评估。评估结果表明,各个部件的应力均符合标准。将包层模块的各个节点的应力平均得到机械应力、热应力、热-机械应力、电磁应力、一次应力、热-机械-电磁应力的大小。
[硕士论文] 潘磊
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:氚是氘氚聚变中必不可少的燃料。然而氚在自然界的丰度只有10-16%,而人工获取氚的数量有限,并且氚半衰期较短(12.43年)导致氚难以长期储存。氚资源的匮乏要求氘氚聚变反应堆必须能够实现氚自持。通过建立聚变反应堆氚循环系统模型可以模拟氚在聚变堆内的循环,最终给出聚变堆实现氚自持的条件,以及氚自持的影响因素。本文从氚自持要求的参数条件及分析氚自持影响因素的角度出发,对中国聚变工程实验堆CFETR进行了氚循环系统模型研究及氚自持研究。另一方面,由于氚增殖包层是实现氚增殖的关键部件,本文对CFETR氦冷固态氚增殖包层进行了氚循环计算研究。
  本文首先建立了氘氚聚变堆氚循环系统模型,模型单独考虑了加料系统,并对废物处理系统进行了详细建模。然后修正了用于氚循环计算的平均滞留时间方法,修正后的计算方法考虑到了加料系统和等离子体内的氚。并给出了采用数值方法计算氚自持要求的最小氚初始启动投料量及最小氚增殖率的计算方法。
  然后基于本文的聚变堆氚循环系统模型,对CFETR的氚自持作出了评估,分析给出了给定设计参数下CFETR实现氚自持要求的最小氚初始启动投料量及最小氚增殖率,CFETR各氚循环子系统稳态下的氚滞留量、氚泄露速率及自持要求的氚处理能力,以及各氚循环子系统内的氚滞留量随时间的变化。
  同时基于聚变堆氚循环系统模型,对评估CFETR氚自持的两个关键参数,最小氚初始启动投料量及最小氚增殖率进行了参数敏感性分析。将聚变堆内对氚自持存在影响的参数分为两类:堆芯等离子体燃烧参数及外部氚循环系统参数,其中堆芯等离子体燃烧参数包括氚燃耗份额、加料效率、燃烧时间比及系统可用度,外部氚循环系统参数包括各子系统的平均滞留时间、非放射损失比例及氚渗透转移比例,分析了以上两类参数对氚自持要求的最小氚初始启动投料量及最小氚增殖率的影响规律。最后分析了氚自持对氚循环系统氚处理能力的要求及影响规律。
  最后基于渗透扩散原理和质量平衡原理建立了CFETR氦冷固态包层氚循环模型。模型考虑了不同化学形式的氚在包层结构材料及包层辅助系统间的渗透转移过程,考虑了包层结构参数、工况参数对包层氚循环的影响。通过包层氚循环计算分析,获得了包层内部不同位置的氚滞留量、包层氚提取速率及包层氚泄露速率。最后分析了包层工况参数,包括防氚渗透因子、氚提取系统及冷却剂净化系统氚提取效率、冷却剂净化系统氚处理比例及吹扫气流量,对氚提取系统、氚提取速率及氚泄露速率的影响。
[硕士论文] 张浩然
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:SNCLFR-100是基于现实可行技术提出的额定功率为100MW的小型模块化自然循环铅冷快堆。对于反应堆而言,其经济性与堆芯的一次装料运行年限有很大关系。一般而言,延长堆芯的一次装料运行年限可以相应的提高反应堆的经济性。
  在本文中,首先围绕堆芯设计的要求,给出了在物理设计中需要遵守的一系列设计准则和约束限制,并对SNCLFR-100堆芯设计方案进行了相关物理参数的计算,得到了堆芯的功率分布及中子通量分布等稳态参数,和反应性系数等瞬态参数,以及和安全控制相关的瞬发中子寿命和缓发中子份额等动力学参数,验证了此方案符合设计准则和约束限制。与此同时还计算得到了此设计方案下堆芯的一次装料运行满功率年限为4年的结果。基于此计算结果,提出了将SNCLFR-100的一次装料满功率运行年限从4年延长到10年以上的物理设计优化目标。
  其次,在尽量不变动堆芯结构尺寸前提下,优先改动其他参数进行物理设计优化。并以减少堆芯中子损失和增加堆芯剩余反应性为优化两大方向。通过改变堆芯中结构材料的类型、改变燃料成分、调整不同燃料分区中Pu和U的相对比例、提高控制棒材料中10B的富集度等改动,使堆芯优化方案满足燃耗优化设计目标。
  最后,本文在确定了优化方案后,重新对堆芯精细建模,并对各项物理参数进行计算。相比于原堆芯设计,优化堆芯的中子通量分布和功率分布变得更加平坦,寿期初其径向功率峰因子从1.40降到1.37。与此同时,还计算了堆芯在各个时期的各反应性系数值,确定其皆为负值;且控制棒分组满足卡棒准则,单根控制棒的反应性价值皆在限制以内。综合而言,此优化方案符合物理设计准则和安全准则的要求,方案可行,且一次装料满功率运行年限在10年以上。
  本文开展的SNCLFR-100堆芯物理设计优化工作可以为后续的进一步优化分析以及类似情况下的反应堆设计优化提供参考。
[硕士论文] 徐兵兵
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆(CFETR)是正处于概念设计中的超导托卡马克装置,其前期目标是达到50~200MW的聚变功率,聚变燃烧占比达到0.3~0.5,氚增殖比大于1,来展示聚变能的可行性并验证堆系统的氚自持。
  正在研发的CFETR集成设计平台是为了提高聚变堆的设计效率,实现聚变堆的自洽设计。CFETR集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,由磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块构成。
  中子学模块的功能之一是提供中子学计算结果的后处理,为其他各工程设计模块提供必要的中子学参数评估和载荷输入。热工水力分析是聚变堆的堆内部件设计的基础,主要使用CFD软件如ANSYS CFX、Fluent等进行。堆内部件产生的中子核热是热工水力分析的重要热源项,中子核热数据来源于中子学计算。而对于中子学软件MCNP输出记载核热的网格计数文件,存在数据量大、人工分析效率低、CFD软件无法直接读取作为热源项加载等问题。
  本文基于网格-网格插值和点-点插值法,在CFETR集成设计平台中开发了中子学与CFD核热耦合接口,实现两者之间的数据交换,为中子学模块的提供后处理支持。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷固态包层中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果证明了核热耦合接口功能的可靠性。最后通过耦合接口,采取精确的三维核热数据对氦冷固态包层进行流固耦合分析,为包层的设计提供参考。
[硕士论文] 李和璟
核科学与技术 重庆大学 2017(学位年度)
摘要:由于经济的高速发展,造成有机污水的过度排放,导致了日益严重的环境问题。同时,在传统化石能源的日益枯竭背景下,有机污水的处理需消耗巨大能量,使得能源问题日趋严重。因此,寻找清洁新能源和发展高效污水处理技术具有重要意义。微生物燃料电池(Microbial fuel cell,MFC)是一种新型绿色的生物能源转化技术,它利用阳极表面的产电细菌将废水中有机物蕴含的化学能转换为电能,同时达到降解废水的目的。由于其兼顾污水处理和产生电能两大功能,不仅能有效控制环境污染问题,还有利于缓解当前能源危机,因此具有十分广阔的应用前景。
  目前,MFC单电池的正常输出电压仅为0.5V左右,尚不能直接用于在处理实际污水的同时驱动常见用电装置。为了增强电池输出性能,研究者们通过MFC的串/并联来提高其电压/电流的输出。然而,串/并联MFC电堆常伴有反极现象的发生,限制了其输出性能。因此,本文首先构建了串联MFC电堆,研究了其反极现象产生的原因。研究中发现电堆中性能较差的MFC单电池容易在放电过程中发生反极现象。针对以上问题,本文一方面提出新型的三维多孔阳极,强化阳极性能;另一方面,提出了通过将传统的恒定外阻驯化模式改为变电阻驯化模式(电阻由大变小)以提高单电池阳极性能,从而达到强化单电池性能进而强化电堆的产电性能的目的。本文主要研究成果如下:
  (1)构建了以不同外电阻启动的 MFC串联电池堆,研究了性能较弱的电池对电堆性能的影响及其发生的反极原因。研究结果表明,以较小的外电阻启动,MFC输出功率较高。当串联不同外电阻启动的MFC电池堆放电时,输出电流最小的单电池(MFC-I)决定了电池堆的电流输出能力。当电堆放电电流超过性能最差单电池极限电流时,此电池发生反极且阳极电位会急剧上升至+1.2V(vs.SHE)。因此,电堆中性能较差的单电池阳极电位在较大电流时急剧增加是引起电堆发生反极的原因。此时,由于此电池阳极电位急剧增加,导致阳极发生碳腐蚀反应,使其从产能元件转变为耗能元件,从而导致了电堆输出性能大幅降低。
  (2)构建了一种基于海绵状三维阳极的MFC以提升其产电性能。实验中以恒电位模式启动了包括碳布和三维电极(sponge-1、sponge-2)为阳极的半电池系统,对比了不同电极表面生物膜的形貌及其电化学特性。研究结果表明,相比碳布电极,三维电极(sponge-1、sponge-2)阳极具有更短的启动时间和更高的电流密度。由于海绵状三维阳极具有优良的立体开放孔结构,提高了产电细菌附着的表面积,同时也强化了物质的传输使得电极具有更多的电催化活性位点,导致了其产电性能的大幅增加。
  (3)提出了变电阻培养单电池提升其组成串联电堆的性能。研究中,首先通过启动以50Ω为外电阻的单电池。启动成功后对单电池进行了50Ω?25Ω?10Ω的变电阻培养。通过考察变电阻过程中单电池的性能变化特性以及以变电阻培养前后为单电池的电堆性能变化,本文发现当外电阻从50Ω降低至10Ω后,电池阳极生物膜的传荷内阻降低,电化学活性增强,并且其结构更有利于物质传输。上述改进使得单电池的最大极限电流大幅提升,功率回缩的power overshoot现象消失。另外,相比50Ω串联电堆,变电阻培养的单电池组成的电堆在放电过程中未发生反极现象,因而电堆的最大功率得到了一定程度的提升。
[硕士论文] 杨子乐
核科学与技术 重庆大学 2017(学位年度)
摘要:在压水堆(PWR)中,燃料组件中所安装的定位格架对燃料组件起固定与支撑重要作用,同时对燃料组件的热工水力学性能具有重要影响。特别是带搅混翼片的定位格架,对冷却剂流动具有导向性的搅混翼片引起冷却剂在横向上的强烈搅混,将在很大程度上强化燃料组件与冷却剂间的对流换热。然而,定位格架在增强搅混的同时也增加了压降。带搅混翼片格架的设计直接影响着燃料组件内两相流动的相分布特性;且这种相分布特性对燃料元件表面的DNB型沸腾临界有着显著影响。
  本文对带格架燃料组件内的绝热两相流动开展CFD研究,分析钢凸、弹簧片和搅混翼片以及定位格架对燃料组件内两相流动特性的影响;包括对定位格架下游两相流动的流场、冷却剂横向搅混以及相分布特性的影响。研究结果表明,搅混翼片是定位格架产生搅混效应最主要的结构。弹簧片和刚凸在定位格架内部对流体有一定的横向搅混作用,虽然其搅混效应远小于搅混翼片产生的搅混效果,但是影响格架下游区域的局部流场分布。对比弹簧片和刚凸所产生的扰动效应,弹簧片结构对流体的扰动效应较刚凸的搅混效应明显;同时,弹簧片导致的压降明显大于刚凸产生的压降。有弹簧片和刚凸的定位格架相比于无弹簧片和刚凸结构的定位格架,压降增加约37%。
  本文还研究了不同搅混翼片排布形式对两相流动特性的影响。通过对比分析三个分别带有不同搅混翼片排列的定位格架,发现搅混翼片对流体的导向性不同,使得定位格架下游区域的汽相分布有着明显差异。其中A型定位格架和C型定位格架的搅混能力弱于B型定位格架;但是在B型格架下游区域,搅混效应急剧衰减。通过比较定位格架下游出口位置的汽相分布,发现A型格架中心棒位置汽相聚集程度较多,C型的热棒没有汽相积聚,汽相是积聚在冷棒上;但冷棒上的汽相积聚明显没有B型强烈。A型格架和C型格架的二次流分布差异最为明显,热棒冷棒处速度变化均明显。另外,B型格架二次流分布较均匀;且B型格架有更大的压降,而A型格架的压降与C型的格架压降基本相同。对比A型和B型格架可以发现,B型格架的压降大于A型格架。
  在本研究中,分析了跨间搅混格架和定位格架两种不同类型格架对两相流动的影响。通过研究涡旋搅混因子和交叉流搅混因子,发现跨间搅混格架与定位格架有相同的搅混能力,但是由于结构的原因使其具有更小的压降。定位格架和跨间搅混格架交替排列,可以持续增强流体的搅混,强化传热能力,同时压降相对较小。
[硕士论文] 刘琪
核科学与技术 中国科学技术大学 2017(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)是目前正在设计的全超导托卡马克实验堆,主要目的是验证氚自持、等离子体稳态运行等关键技术。包层作为聚变堆的核心部件,承担着氚增殖、能量转换、辐射屏蔽等重要作用,因而包层设计是聚变堆整体设计中的重要环节。对包层设计进行中子学分析,一方面是为了验证包层设计的合理性和工程可行性,另一方面是为了确保反应堆的安全运行以及停堆后的辐照安全。
  本文以CFETR氦冷陶瓷增殖包层设计方案为研究对象,首先根据设计进行三维中子学建模,然后从输运和活化两大方面对CFETR氦冷陶瓷增殖包层方案进行全面的中子学计算分析。中子输运计算分析采用蒙特卡罗输运程序MCNP和国际原子能机构发布的核数据库FENDL2.1,研究内容包括氚增殖比、中子壁负载、中子通量密度、核热分布、氦气产生率和原子离位损伤。研究结果表明,CFETR氦冷陶瓷增殖包层方案具有良好的产氚能力,满足氚自持要求,同时具备良好的中子屏蔽性能,中子通量下降规律符合预期,此外包层材料在反应堆运行期间的产氦率和原子离位损伤也在可接受范围之内,表明包层材料的抗辐照性能良好。中子活化计算分析采用欧洲活化分析程序FISPACT和EAF核数据库,研究内容包括放射性活度、衰变余热和停堆剂量率。活化研究结果表明,停堆初期包层内产生的放射性活度主要来自中子与氚增殖剂Li4SiO4反应产生的氚,衰变余热主要由结构材料Eurofer钢活化产生的放射性核素56Mn和55Fe贡献,停堆后靠近包层第一壁位置的辐射剂量最高,需要冷却数十年的时间停堆剂量率才能降到远程操作剂量率水平标准10mSv/h,要想达到手工操作剂量率水平标准10μSv/h则需要上百年时间。
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