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[硕士论文] 宁爽
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:在当今的世界能源格局中,核能占有非常重要的地位,但由于核能资源的特殊性,其安全性和经济性成为了新一代堆芯设计的重要研究方向。球床高温气冷堆(pebble-bed high temperature gas cooled reactor)是采用球形燃料元件的高温气冷堆。规则排列球床模块堆是燃料球以规则方式堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计,与随机床相比换热性能更佳,应用前景十分广阔。开展针对球床内流体流动和换热特性的研究,对球床高温气冷堆的优化和球床计算方法的完善以及其它相关研究都有重要意义。
  本文采用CFD数值模拟计算方法,使用STAR-CCM+进行建模及网格划分,再用FLUENT软件模拟本文研究了体心立方(Body Centered Cube)单通道球床结构内规则排列填充燃料球体在湍流流态下的流体单相流动和换热特性。鉴于之前研究者对BCC球床数值模拟结果的不一致性,本文通过数值模拟,考察了不同球床排列形式对BCC球床通道流态转变的影响,进一步揭露其流态转变机制。本文主要的研究工作和结果如下:
  1.采用搭桥法处理颗粒间的点接触问题,确定了合适的球床规模与桥柱直径,分析了局部流动和换热特性以及桥柱直径对其的影响。结果表明:BCC球床采用单通道模型比较合适,原因是其湍流流场的对称性会从轴对称转变成中心对称,压力梯度和Nu数均得到明显提高。流场对称性变化的位置受到Re数影响,但未受到球床轴向层数的影响。桥柱直径增加会降低BCC球床的局部压降,在其不高于0.1倍颗粒直径时不会对球床的压降和换热特性产生显著影响,建议取0.1倍颗粒直径较为合适。
  2.研究中观察到流体流态转变现象。进一步研究了网格效应、湍流模型与点接触处理方法对球床湍流流场的影响。结果表明:网格的数量与网格的形式会造成模拟结果的不一致性或多样性,BCC球床的流动中流场发生对称性变化并非普遍存在,为确保CFD模拟的可信度还需进行相关的球床实验选择合适的网格形式及数量;对比RNG k-ε与标准k-ε湍流模型下模拟的差异的研究结果表明:不同的湍流模型下,BCC球床通道内的流场会呈现不一样的状态,压降的轴向分布特性存在很大差异;对比截面法、缩径法、桥柱法下的BCC通道内流场分布的研究结果表明:不同的点接触处理法会对球床湍流流场产生影响。选用截面法与缩径法都会观察到流态转变,但选用桥柱法时随着雷诺数提高,流态转变现象消失。
  3.本文还针对规则排列球床通道内流体进行了流体流动换热的相关研究,重点研究了流场内沿程温度变化,得到了球体颗粒表面的温度分布,分析了球面温度分布的不均匀性、对比了三种不同排列形式的体心立方结构(BCC)的换热系数以及耦合换热效率,分析了流场内的换热特性并据此结果为球床通道内球体颗粒的排列方式与最佳排列尺寸提出了建议。
[硕士论文] 张琦
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:硼酸控制是压水堆反应性控制重要部分,在启堆初期燃料组件剩余反应性较大,一回路的硼酸可补偿堆芯剩余反应性;堆芯应急冷却中安注水箱将含有高浓度硼酸的冷却剂注入压力容器淹没堆芯并引入负反应性。主回路内硼酸浓度分布直接关系到堆芯燃料组件的安全:堆芯供冷不足产生将导致一回路硼浓度重新分布,冷段附近管路内形成低浓度稀释水团。稀释水团进入堆芯流道后可致燃料组件临界和功率峰偏离,高硼冷却剂与稀释水团在环形下降段和下腔室的混合过程是事故条件下的安全分析的重要内容。
  本文采用平面激光诱导荧光法分析硼稀释问题,该方法可在不影响流体流动的情况下获得精度较高的二维浓度分布。对湍流扩散布朗运动项占比的分析表明,激光染色剂罗丹明B可模拟硼酸分子的输运过程。实验本体材料为聚甲基丙烯酸甲脂,对532nm激光透视率超过80%;压力容器模型设计参考典型三代压水堆多回路设计,增设双层流量分配孔板保证与原型压力容器内的流动特性一致。对实验过程的误差分析显示,浓度测量不确定性为6.08%。
  根据课题背景,实验分为流动实验和安注实验两部分:流动实验以主泵恢复工作为前提分析稀释水团与含硼冷却剂在封闭一回路中的混合过程,分别进行了单回路和双回路流动实验;安注实验以外部应急水源进入一回路为前提,通过添加蔗糖的形成密度差,分析密度差条件下安注水与稀释水团的交混机理。实验结果表明:含硼溶液进入环形下降段后并非直接沿横截面流动,而是沿周向位置扩散,水平方向动能衰减后扩散方式过渡为竖直方向的沉降;入口雷诺数突破临界范围后,入口染色剂水平方向动能尚未完全衰减就已经充满了整个环腔;引入密度差后交混机理发生改变,安注蔗糖溶液受质量力作用迅速沉降并占据整个下腔室,随后部分流体在周向位置较大的区域沿重力反方向形成逆流;弗劳德数高于一定范围后注流密度较大,质量力作用居于主导地位并形成浓度分层。
  通过FLUENT对硼稀释问题展开数值模拟分析,数值模拟结果经实验数据验证,可准确反映压力容器内流动混合特性。三维流线图显示硼酸溶液进入压力容器后在环腔内壁发生剧烈碰撞,随之呈放射状散开并获得多维度的速度矢量;横截面的速度矢量图显示入口流体沿周向位置扩散,并伴随着速度衰减。通过数值模拟获得了整个环腔内的浓度分布,其浓度扩散趋势与实验结果相一致。
  结合实验数据对热工水力分析程序RELAP5的硼输运模块进行适用性评价。以压力容器可视化本体为基础建立模型,包括入口管段和环形下降段,并考虑了重力影响。通过对比计算结果与实验得到的归一化浓度发现,多通道环形下降段模型更适用于硼酸输运的分析中;当前RELAP5硼模块中,增加硼酸浓度不会影响其流动和交混特性。
[硕士论文] 康慧伦
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。网格尺度小的分析程序能对局部区域进行计算,但其模拟结果缺少系统整体响应,对于某些特定工况适用性较低。同时,核电站涉多个相互存在着复杂相互作用关系的物理场,如果计算中仅考虑自身物理场的影响,会导致计算结果缺乏其他物理场的响应。因此,采用多物理过程耦合及多尺度耦合方法进行反应堆仿真计算,可以大大提高仿真结果可靠性和精确性。
  首先,本文以秦山Ⅰ期核电站为对象,利用热工水力子通道程序COBRA(Coolant Boiling in Rod Arrays)和堆芯物理计算程序REMARK(Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)建立堆芯热工水力模型与堆芯物理模型,并分别采用松耦合与Picard迭代的耦合方式进行核热耦合程序开发,同时对不同的耦合方式在耦合计算中产生的影响进行分析;使用模块化的系统程序THEATReTM对秦山Ⅰ期主冷却剂系统建模,并与开发的核热耦合程序进行耦合,获得主冷却剂系统多尺度多物理过程耦合计算程序。使用主冷却剂系统耦合程序对稳态满功率工况、反应性引入事故、主泵断电事故、紧急停堆事故和高功率快速降负荷工况进行计算,通过对稳态计算与瞬态计算结果进行分析,分析结果表明,稳态计算相对误差满足仿真精度要求,瞬态计算结果变化趋势与实际过程相符,证明了程序具有完成主冷却剂系统仿真能力。
  其次,为对精细化的物理热工耦合进行研究,本文以秦山Ⅰ期核电厂燃料组件为对象,利用基于特征线法求解三维中子输运方程的物理程序与子通道程序建立精细化的物理模型与热工水力模型,并针对精细化耦合提出了一一对应的网格映射方案及基于拟合法的积分平均数据传输方法,同时使用Python语言编写外部控制程序控制程序间的网格映射、数据传递和收敛判定,完成精细化核热耦合程序开发。使用精细化的核热耦合程序对3×3燃料组件及秦山Ⅰ期燃料组件进行稳态计算,通过与参考值进行对比,证明所开发的精细化程序满足仿真精度要求。
  通过本文的工作,完成了多尺度多物理过程耦合程序及精细化的核热耦合程序的开发,经过验证计算,证明所开发程序可以对反应堆安全分析和反应堆燃料组件设计等领域提供参考与预演功能。
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:作为第三代核电厂堆型,先进压水堆HPR1000具有非常好的固有安全性设计逻辑,并且通过在所有安全相关设计上贯彻众深防御原则来确保反应堆的安全。它拥有对设计基准事故后果的缓解措施,并包含对超设计基准事故的有效防御体系。本研究主要着眼于该堆型在二次侧非能动余热排除系统与VDA冷却能力上的改进。二次侧非能动余热排出系统是针对缓解全厂断电事故与辅助给水系统泵失效事故的先进设计,目的是利用非能动循环向蒸汽发生器二次侧供水。本研究以目前正在发展的堆型为研究对象,利用RELAP5/MOD3.4计算软件分析了SGTR、LOFA、SBO的三种事故工况,评估这三种事故工况下核电厂关键系统的响应与重要参数的变化。
  本论文简述了对于这几种事故工况的主要缓解措施及设计特点。在SGTR事故中,并没有出现蒸汽发生器满溢工况,也没有其他的热工水力上限出现,这表明VDA被蒸汽发生器的水平所激励。在LOFA事故中,利用VDA泄出所提供的快速泄压可以提供一回路系统的最初非能动驱动力。非能动余热排出系统可以满足设计需要,并能够在全厂断电后72小时内成功进行余热排出功能。本文的结论对发展与HPR1000相似堆型的事故环节管理与指导具有很大的帮助。
[硕士论文] 侯爽
建筑与土木工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:实验快堆特有的安全性、可增殖性和高热效率等优点,已成为全球发达国家研究的热点。我国近几十年对实验快堆进行了研究,并成功修建了第一座100%功率运行72小时的实验快堆。由于快堆的功率密度大,产生的热量多,故一般采用热导率高的液态金属钠做为冷却剂。当液态钠泄露后一般会引起钠火事故,对混凝土结构造成破坏,带来巨大的损失。但目前钠火对混凝土侵蚀的相关资料较少,故本文主要开展以下研究工作:
  观察混凝土浇液态钠后,产生大量白色和淡黄色的物质(主要为氧化钠、过氧化钠和氢氧化钠),未反应的金属钠附着在混凝土或钢板表面。液态钠直接与混凝土接触,会使混凝土试件表面剥落,尤其喷钠管正对位置较为损伤严重;且钠量越多混凝土剥落的碎片越多;但覆盖钢板后则混凝土表面不会出现剥离情况。
  本文考虑受约束作用、表面防护措施和浇注液态钠量,研究在钠火作用下混凝土内部温度变化、抗渗性和微观结构变化规律,制作了13个混凝土试件和1个混凝土小室,采用240℃液态钠对9个混凝土试件和1个混凝土小室进行喷钠试验,其余4个混凝土试件作为对照组。
  采用高温测试仪监测钠火作用后混凝土温度变化规律,结果表明:混凝土上层温度比下层温度升温速率快且温度高;浇注液态钠量相同时,受约束作用的混凝土试件升温速率较快且温度相对较高;相同约束条件下,液态钠量越多混凝土的最高温度越高;混凝土表面有防护措施的,升温速率较慢,温度较低。
  研究钠火对混凝土抗渗性影响,进行了吸水率、抗氯离子渗透试验,结果表明:浇注与未浇注液态钠对比,混凝土的抗渗性变差,同时表面覆盖钢板的混凝土抗渗性相对较好;钠量相同时,受约束作用的混凝土抗渗性相对较差,且试件中心位置比十字区域位置的混凝土抗渗性差;同一柱体上层混凝土的抗渗性比下层相对要差。
  对于钠火对混凝土微观结构影响,进行了压汞、SEM和XRD试验,结果表明:浇注液态钠后混凝土孔结构整体呈增大趋势,孔隙率、总孔面积、最可几孔径变大,钠火改变了混凝土的微观结构;混凝土在约束作用、表面未覆盖钢板条件下孔隙率相对较大,且钠与混凝土发生化学反应,有钠的氧化物生成;而混凝土表面覆盖钢板钠未与混凝土直接接触,只受温度影响未与钠发生化学反应,孔结构变化相对较小。
[硕士论文] 郭丹
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:自然循环蒸汽发生器是现有的压水堆核电厂中连接一回路与二回路的重要换热设备。蒸汽发生器中的水位变量对核安全有着至关重要的影响。只有将蒸汽发生器水位控制在容许范围内,才能确保核电厂运行的安全可靠性。
  现有蒸汽发生器水位控制普遍在E-Irving模型的基础上进行研究,虽然使控制算法的研究更加方便,具有一定的适用性,但由于该模型不包含热工水力过程,不能全面反映出核电站蒸汽发生器的运行状态,为了能更好的实现对核电厂蒸汽发生器水位的控制,可以利用蒸汽发生器的运行机理进行建模,然而这样在更加准确的同时也使整个控制系统复杂度呈指数增加。由于在蒸汽发生器实际运行中,水位通常会受到一些因素干扰,在扰动情况下由于水位下部气泡量因局部压力变化而变化,进而出现“虚假水位”现象,“虚假水位”现象的出现使传统控制方法在某些情况下不能获得良好的控制效果,因此蒸汽发生器水位的动态建模以及先进有效的控制方法是本文研究的重点。
  本文根据线性参数变化理论(Linear Parameter Varying,简称LPV)建立了基于E-Irving模型的蒸汽发生器多胞LPV水位模型。参照大亚湾核电厂的蒸汽发生器的具体参数,基于集总参数法建立了一种既能反映一定热工特性又便于控制系统设计的自然循环蒸汽发生器四阶动态水位机理模型,在100%、70%、50%及30%四个功率水平条件下,引入了蒸汽流量正阶跃以及换热量正阶跃,进行了动态仿真分析,验证了模型的有效性。仿真结果显示,该模型在扰动时,蒸汽发生器各主要参数都表现出合理的变化趋势,准确的模拟出了“虚假水位”现象。
  分析了分数阶PIλDμ控制系统的稳定性;在欧文多胞LPV水位模型的基础上,将基于Grunwald-Letnikov(简称G-L)定义的分数阶算子分别引入蒸汽发生器水位控制系统主回路、副回路及主副回路中,完成了短记忆分数阶PIλDμ控制器的设计;设计了基于Oustaloup间接离散化方法改进算法的串级分数阶水位控制器。由于控制器参数的整定仍是现阶段存在的问题,为了实现蒸汽发生器水位控制器参数的自动整定,本文采用模糊自适应以及混沌粒子群两种不同类型的智能控制算法来自动调节控制器的参数。仿真结果仿显示,所设计的分数阶控制器以及智能调参算法均是有效的,其中以改进的Oustaloup间接离散化串级分数阶水位控制器效果最优。虽然两种智能寻优方法均取得了较好的效果,但由于混沌粒子群智能寻优方法不依赖于经验规则,更适用于工程模型,根据已获得的结果,对所建立的蒸汽发生器水位动态机理模型,设计了基于混沌粒子群的改进Oustaloup分数阶水位控制系统。仿真结果显示,该智能控制系统能有效减弱“虚假水位”,较好的实现了自然循环蒸汽发生器水位的在线自动控制。
[博士论文] 邹小亮
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:行波堆通过点火区裂变中子驱动增殖区的238U转换和裂变,理论上可以利用增殖燃烧波的移动,将堆内装载的238U高效利用,是裂变能应用的一种理想途径。在传统的行波堆中,为了维持增殖燃烧波的行进,燃料组件需要承受的辐照远超过目前材料的允许限值,导致其实现难度较大。利用外中子源的驱动,可以在一定程度上降低材料的辐照,实现行波堆的功能,从而实现高燃料利用率和次临界固有安全性的兼顾,对核能的可持续发展有重要意义。本文提出了基于气动磁镜聚变中子源的次临界行波堆物理方案,通过中子源位置的主动调节,推动增殖燃烧波的行进,实现行波堆的功能。本文主要开展的研究工作具体包括:
  提出了一种利用气动磁镜聚变中子源驱动次临界行波堆堆芯设计方法。通过调节磁场强度分布和中性束注入位置实现中子源的主动调节,可用于驱动次临界行波堆,实现了行波堆的功能。在此基础上,阐述了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆的基本组成、物理原理以及中子学特点。
  开展了次临界铅基行波堆中子学设计与优化。基于设计原则与目标,以铅冷行波堆为参考方案,利用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和混合评价核数据库HENDL为研究手段,开展不同堆芯关键参数对堆芯性能影响分析。研究结果表明,采用富集度12%的U-10%Zr金属燃料,208Pb作为冷却剂和反射层时,次临界行波堆堆芯具有较优的性能。当中子源初始位置位于20-100cm,移动速率为5cm/a时,其与次临界行波堆的增殖燃烧波速度匹配后性能最佳。
  开展了次临界铅基行波堆中子学瞬态安全分析。通过数值模拟的方式,针对气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆堆芯开展中子学瞬态安全分析,重点关注次临界堆芯反应性引入和外中子源扰动两个方面。研究结果表明:扰动后经一定时间运行后,系统源强需求、堆芯有效增殖因数keff中子通量分布、功率分布和易裂变核素核子密度分布等参数都可以再次回到稳定状态,相比较于扰动前,扰动引入之后的参数基本保持一致。
  综上,本文提出一种气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆堆芯设计方案,开展了次临界铅基行波堆中子学优化与分析,完成了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆中子学概念设计方案,在此基础上,并开展了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆中子学瞬态安全分析,为次临界行波堆堆芯安全设计与分析提供参考。
[硕士论文] 李阳
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)是中国正在研究设计的新型超导托卡马克装置,其借鉴了EAST和ITER等装置的设计经验,对未来实现商用聚变堆的设计和建造有重要意义。CFETR目前已进入工程设计阶段,为了支持CFETR的设计工作高效可靠地开展,CFETR集成设计平台的开发有着重要的意义。
  CFETR集成设计平台由软件平台和硬件平台组成。硬件平台提供了高性能、稳定的硬件支持;软件平台则可分为项目管理系统、设计任务管理系统和集成设计框架,为设计人员提供了设计环境。本文着重介绍了软件平台的建设过程。
  项目文档管理系统管理项目的文档结构,保证用户能随时获取所需的文件。首先,本文提出了CFETR的装置分解结构(PBS),并在该结构中管理设计过程中产生的原始文档。其次,本文提出了设计包的概念。设计包是一种数据结构,封装了设计过程中关联的文档。接着,本文提出了依赖管理算法,并在项目文档管理系统中实现了设计依赖管理,从而有效保障了设计的自洽性。最后,在设计包和依赖管理的基础上,开发了设计包管理程序。
  设计任务管理系统管理设计任务的生命周期。设计任务管理系统具备定义项目成员、成员角色以及成员权限的功能。此外,由于较小粒度的任务更具可执行性,且更方便进度管理,系统允许项目主管对任务进行分解和分派。通过对任务定义工作流,确保任务按一定的流程执行、审批和完成。
  集成设计框架则为设计人员提供了完善的设计开发环境。集成设计框架由工程设计框架、物理设计框架和主程序组成。工程设计框架和物理设计框架规范了CFETR关键部件的设计、分析流程,并提供了参数化设计、迭代优化等功能。作为CFETR集成设计平台的重要入口,主程序实现了和项目文档管理系统及设计任务管理系统的接口。同时,主程序为工程设计模块和物理设计模块提供了可视化界面,并建立了规范化的模块间接口,从而保障了各模块间设计文件交互的准确性。
  本文最后对平台中各系统进行了功能性验证,结果表明,系统实现了预期的目标。
[博士论文] 马学斌
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:水冷陶瓷增殖剂包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层概念之一。为满足CFETR氚自持目标(TBR≥1.1),本文在中子学设计和热工水力学设计的基础上,开展了水冷陶瓷增殖剂包层的结构设计和力学性能分析研究,验证了包层结构设计的安全性和可靠性,为包层下一步的工程设计和制造提供提供重要依据。
  本文采用“一次通过式”水冷陶瓷增殖剂包层概念,在包层中子学热工耦合优化程序一维径向布置优化的基础上,完成了全扇段1#包层-10#包层的三维结构设计。包层采用集成冷却板结构,冷却板流道串联布置以实现冷却剂流量均匀分配。氚吹扫系统采用本文提出的横向氚吹扫方案,氚吹扫流道集成在加强隔板中,可以实现球床中氚的横向吹扫,同时降低氚吹扫压降。
  基于包层全扇段详细结构模型,本文采用ANSYS磁标量法和磁矢量法分别进行了包层静磁场分析和瞬态磁场分析,获得了作用于包层的磁化力和洛伦兹力,为包层多物理场耦合结构分析提供载荷源项。包层洛伦兹力结果显示,在等离子体垂直位移事件(VDE)下,按整块布置的钨铠甲承受极大的洛伦兹力(271kN),建议包层采用小模块钨铠甲结构,减小作用于钨铠甲的洛伦兹力。
  在获得包层电磁载荷的基础上,本文进行了包层在稳态工况下热-结构-电磁多物理场耦合结构分析,对包层机械性能进行了全面的研究。参照ITER SDC-IC标准,包层在稳态工况下的应力满足结构设计要求。
  本文参照ITER等离子体运行方案,进行了包层在脉冲运行工况下热-结构-电磁多物理场耦合结构分析,对包层在循环载荷作用下的机械性能进行了研究。C-type失效模式下疲劳评定结果显示,在包层寿命周期内,包层不会由于疲劳导致部件失效。
[硕士论文] 崔青蓝
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:核聚变是未来解决能源问题的重要途径,包层是聚变反应堆中实现能量转换和氚增殖的关键部件,聚变反应产生的高能中子在包层转变为热能加热冷却剂实现发电,同时生成氚。目前,国内外的包层研究处于设计阶段,对包层在稳态和事故工况下的安全特性进行分析,制定缓解措施和设置重要运行参数的控制系统,对于包层的设计工作具有重要意义。
  本文以中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)水冷固态包层(Water Cooled Ceramic Breeder,WCCB)的一个扇段为研究对象,根据包层结构和主要运行参数建立了一个扇段回路的RELAP5计算模型,其中一回路包括扇段包层、稳压器、蒸汽发生器和主冷却剂泵,二回路采用时间相关控制体进行模拟。通过调试,模型稳态运行时各项参数与设计值基本保持一致。随后本文计算了失流事故、热阱丧失事故和全厂断电事故下扇段包层的事故进程,并制订了相应的缓解措施。
  失流事故的计算表明,如果事故后聚变反应立刻停止,那么包层在衰变热和二回路热阱的作用下能够建立起自然循环,提供有效的长期冷却。事故中如果不采取缓解措施及时停堆,将会很快导致第一壁RAFM钢和钨铠甲失效,发生真空室破口。
  热阱丧失事故的计算表明,事故中一回路温度和压力升高,流量下降,包层材料温度上升,第一壁和冷却板的RAFM钢相继超过限值,最终引发包层内部失水事故。作为缓解措施,需要在事故后立刻停止聚变反应,并且在事故发生后最迟14分钟投入应急系统,恢复二回路流量,才能确保回路压力不触发稳压器安全阀并且包层内部流体不达到饱和温度。
  在全厂断电事故中,一二回路冷却剂流量丧失,聚变反应由于等离子体失去控制而停止,衰变热成为唯一热源,事故后15h包层没有发生失效。在事故后恢复二回路流量,可以在一回路中构建自然循环,通过非能动的方式带走衰变热。
  为了保持扇段包层运行中主要热工参数的稳定,本文进行了压力、功率和温度的控制系统的初步设计。压力通过稳压器调节,在功率升高的预期工况下能够有效保持回路压力稳定。功率的控制主要是匹配一回路功率和蒸汽发生器二次侧负荷,在此基础上增加温度作为输入,来维持入口温度的稳定。
[硕士论文] 邓峻生
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:作为未来最有前景的能源,聚变能的研究与商业化对解决中国面临的能源问题意义重大。作为中国聚变能发展计划中的重要环节,中国聚变工程实验堆(CFETR)的目标是填补聚变实验堆ITER和示范反应堆DEMO之间的空白。CFETR集成设计平台的搭建,可以支持CFETR的设计工作与高效协同的展开。
  在CFETR的工程设计中,空间分析是不可缺少的分析环节:在部件的模型设计中,需要考虑相邻部件的空间关系;当部件处于不同工况下,受物理载荷作用产生的形变,对部件间空间关系的影响也需要考虑。为了提供对刚体模型、形变后有限元模型的空间分析功能,需要在设计平台中开发搭建空间分析模块。
  空间分析模块基于CFETR集成设计平台上的工程设计框架环境搭建,通过开发与其他工程设计模块的接口以及CATIA、EnSight等软件的数据处理脚本,能够在空间分析模块中高效的实现空间分析工作流程。模块对刚体模型和有限元模型采取不同处理策略:对刚体模型,进行装配处理后利用CATIA空间分析模块进行计算;对形变后有限元模型,提取形变、加载到节点后,通过提取几何表面、几何表面三角化,用三角形重建模型,重构后三角片模型可用于CATIA中的空间分析。由于有限元模型的复杂性,其重构后三角片模型的空间分析存在困难。针对三角片模型的特殊性,开发了快速碰撞检测程序,通过引入包围盒、AABB树、三角形相交计算等算法,实现对大规模三角片网格的快速碰撞计算,并以几何模型形式给出可视化的计算结果。
  通过真空室与冷屏的分析示例,展示了空间分析模块的功能与工程设计中的应用,其结果证明了空间分析模块的有效性。
[硕士论文] 朱紫阳
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)是为了验证聚变堆工程可行性提出的磁约束聚变装置,CFETR设计与建成将为后续的聚变商业堆的投产发电铺平道路。CFETR集成设计平台的开发是为了协调、支撑CFETR的设计工作,管理设计工作中所涉及到的海量数据,提高CFETR装置整体的设计工作的效率。
  冷屏设计模块是CFETR集成设计平台重要组成部分。冷屏的主要功能是为低温超导磁体提供热屏蔽,保证其工作在低温的工作环境。冷屏的设计与分析工作要考虑多种综合因素,涉及的设计分析流程十分复杂,需要使用到多种建模与分析软件。冷屏设计模块是基于集成的工作流程搭建,在其中集成了多种主流的建模与分析软件,为设计人员提供了一个统一的集成设计环境。
  设计人员借助冷屏设计模块可以完成诸如几何建模、有限元分析、生成分析报告、数据管理、基于参数化模型的设计优化等多种功能。结合各种功能性接口,集成工作流程可以帮助设计人员在冷屏模块内部完成自洽的设计与分析工作。借助与项目文档管理系统的接口,设计人员还可以很方便的上传、下载设计分析工作所设计的各种数据文件,实现工程文件的高效管理。
  针对实际工程实践中存在的大量的基于特定目标的优化任务,冷屏模块开发了基于参数化模型的设计优化的功能。通过OPTIMUS软件基于冷屏的参数化模型的几何参数驱动CATIA、ANSYS等CAD/CAE软件进行自动建模及有限元分析,并在此基础上利用响应面模型、敏感度分析等方法确定与优化目标关系密切的参数,并进一步基于这些参数进驱动优化流程得到满足设计判据的优化的内冷屏设计参数。本文在最后给出了一个基于参数化模型的真空室冷屏的设计优化实例,证明了冷屏设计模块的可行性和有效性。
[硕士论文] 齐飞鹏
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:燃料元件是反应堆内的核心部件,保证其在正常工况下的可靠性及极端事故工况下的完整性是燃料元件设计的重要目标之一。因此,对其服役性能的分析是指导燃料元件设计、预测燃料元件服役寿命、保证反应堆安全运行的重要课题之一。
  本文针对液态金属冷却快堆的棒状燃料元件开发了稳态性能分析程序“KMC-fuel”,用于模拟燃料元件在服役期间的热性能、力学性能及辐照性能演化,为液态金属冷却快堆燃料元件的设计及安全评价提供参考。KMC-fuel以燃料元件的热、力分析模块为主体框架,耦合服役期间的材料行为模型,搭建了一个多物理场耦合的性能分析程序。
  热分析方面,在轴对称径-轴平面内,联立结构内的固体导热方程及冷却剂对流方程,结合间隙及流体侧换热边界条件得到了描述燃料元件内热量输运过程的温度控制方程组。基于有限容积及有限差分方法,采用Gauss-Seidel线迭代算法数值求解离散后的代数方程组,从而得到燃料元件内的温度场分布。
  裂变气体释放是影响燃料元件热、力学性能演化的重要过程。KMC-fuel采用修正Booth球模型描述晶内气体扩散过程,基于URGAS算法求解非定常条件下的晶内气体释放;考虑晶间气体饱和及晶粒边界扫掠的影响,实现了裂变气体释放的多阶段模拟。
  力学分析方面,基于轴对称、广义平面应变及小变形等基本假设,将复杂的燃料棒力学问题简化为一维径向与一维轴向的耦合。在考虑燃料热膨胀、塑性、蠕变、肿胀、密实化等堆内行为的基础上,引入横观各向同性假设模拟芯块开裂导致的应力释放,引入重定位模型描述开裂碎片对间隙的吸收。当芯块-包壳发生接触后,在滑移接触状态下,采用基于Signorini条件的迭代格式求解接触载荷。最后基于应力的数值差分算法实现了该非线性力学问题的迭代求解。
  基于上述基本算法,耦合燃料元件服役期间的材料行为模型,完成了KMC-fuel程序的开发。同时开展了从模块到整体的程序验证工作,包括了线弹性及热弹性理论算例、LIFEANLS及FEAST程序预测结果、FFTF ACO-1及JOYO MK-1、MK-2实验数据,结果表明KMC-fuel能够准确预测燃料元件在稳态工况下的性能演化。
  最后,利用KMC-fuel初步实现了1000MW模块化铅冷快堆M2LFR-1000燃料元件的长寿期性能分析及安全评价。结果表明,在稳态工况下燃料元件能够满足各项安全准则:燃料最大燃耗深度约46.13MWd/kg,燃料中心最高温度约1547℃(限值2300℃),包壳最高温度约530℃(限值550℃/750℃),寿期末气腔压力约1.74MPa(限值5MPa),包壳最大应变0.477%(限值3%),最大热蠕变3.99×10-4%(限值0.2%/1%),包壳最大累积损伤约2.99×10-7(限值0.2~0.3)。总体上,M2LFR-1000燃料元件设计较为保守,燃料温度、气腔压力及包壳损伤等具有较大裕量,安全性能良好。
[硕士论文] 徐晨昱
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中国核聚变工程实验堆(CFETR)是一种超导托卡马克装置,目前处于工程设计阶段。该装置用于弥补国际热核聚变实验堆(ITER)到未来聚变示范堆(DEMO)之间的技术不足。包层作为CFETR的关键部件之一,其主要功能是氚增殖与排热,对其开展研究具有重要意义。
  本文的主要工作是根据CFETR装置的整体设计要求,提出了一种新的氦冷固态氚增殖剂包层的设计方案,建立了包层的热工水力学分析模型,并对其进行性能评估,根据评估结果对包层设计进行结构优化,提升包层的性能。
  新包层的设计方案将氦气联箱功能融入到其他部件中,减少了氦气联箱在包层中占用的空间,为增殖区提供更多的空间,从而达到提高包层氚增殖能力的目的。包层增殖区采用了S形-流道的设计方案,使整个增殖区内流道由上至下连成一体。虽然增殖区的氦气压降有所提高,但增殖区的流量分配比较稳定,降低了对氦气联箱的需求。
  本文采用理论计算与数值模拟结合的方法对包层进行了模拟与分析。采用理论方法计算了包层的质量流率以及关键部件的温度和压降。使用ANSYS CFX软件建立了包层的有限元模型,通过分析得到了包层内部的压降,发现了流量分配存在的问题,并对包层结构进行了优化。对第一壁进行了热分析,计算了第一壁在受到来自等离子体的平均热流和最大热流时的温度分布情况。分析结果显示,各材料在平均热流下可以满足材料温度限制,但在最大热流下不能满足条件,需要对第一壁冷却剂流道壁面做特殊处理才能解决问题限值问题。并在热分析的基础上完成了对地一壁的结构分析,结果显示其应力满足设计要求。同时对增殖区进行了热分析,分析结果显示设计优化后可以满足要求。
[硕士论文] 李卫
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:停堆剂量率的精确计算是当前聚变中子学的前沿课题。一方面,精确的停堆剂量率评估是聚变堆(反应堆)屏蔽设计的重要环节,是大型聚变装置制定维修方案和遥操策略的重要参考,也是未来聚变堆工程立项获得辐射安全许可的基本前提。另一方面,目前中国聚变工程实验堆(CFETR)已开始工程设计研究,这给停堆剂量率计算带来了巨大的机遇和挑战。
  工欲善其事必先利其器。本文在充分调研和分析现有停堆剂量率计算原理和方法的基础上,开展基于栅元计数的停堆剂量率计算程序的开发上作。该程序通过将蒙特卡罗三维输运计算程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT自动耦合,可以快速有效地进行聚变装置三维停堆剂量率计算。程序采用栅元计数进行输运及活化计算,一方面缩短开发周期、降低了开发难度,另一方面又能保证计算的精确性。与此同时,本文针对停堆剂量率计算程序开发普遍面临的关键问题:输运&活化计算效率,源采样效率等问题进行了分析并提出了相应的切实可行的解决方案:减方差方法应用于输运计算、FISPACT并行活化计算以及充分利用MCNP自带功能如TR卡和重复结构等进行栅元源采样,借此进一步提升程序的实用性。
  为了验证耦合程序的正确性,本文采用国际热核聚变实验堆ITER发布的停堆剂量率计算基准例题以及ITER-T426停堆剂量率基准实验例题对开发的程序分别进行了校验,其中ITER停堆剂量率基准例题模拟结果不仅与大部分国际单位计算的曲线趋势相同,且数值始终处在各国数据之间;ITER-426测试结果与实验参考值变化趋势符合较好。两个测试例题的校验结果表明程序的正确性与可用性。
  最后,本文采用自主开发的经过初步校核的耦合剂量率计算程序,依托课题组氦冷固态增殖剂包层中子学设计,在CFETR停堆以后对该包层维修更换期间停堆剂量率进行计算分析,结果表明停堆以后活化包层需等待至少一天才适宜进行下一步处理,且在不超过遥操设备剂量率限值104Sv/h的前提下,可适当往CASK小车内增加包层转运个数;此外,本文还对停堆106后CFETR辐射剂量率场作了初步评估,计算得到不同开窗方案下中子通量的全局分布以及停堆剂量率分布,并简单比较了不同开窗方案对停堆剂量率场的影响。以上计算所得对于CFETR屏蔽设计和辐射安全分析具有一定参考价值。
[博士论文] 曾梅花
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:加速器驱动次临界铅基反应堆是一种先进的核燃料增殖、核废料嬗变以及能量产生的系统。该反应堆的一个重要特点是加速器质子束流管通过反应堆顶盖垂直进入堆内,与位于堆芯中央靶连接,这将导致反应堆容器内堆芯上部构造复杂,换料机构的工作空间及运行受限制。因此,换料系统与加速器质子束管及控制棒驱动机构的良好耦合,以及在高温密封不透明液态铅基合金环境下实现全堆芯组件遍历换料安全操作,是实现加速器驱动铅基堆堆内自动换料功能的关键技术。
  本论文针对加速器驱动铅基堆参考方案中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ堆内换料需求,设计了双旋塞定位及垂直进出的堆内换料系统,通过运动学理论与分析,结合计算机仿真模拟以及换料原理样机,实现了全堆芯组件遍历功能验证与测试,显示换料系统结构与其他堆内部件耦合良好;针对关键部件换料抓手,通过有限元数值仿真模拟及工程样机测试,验证了堆内换料系统结构设计的合理可行性,为加速器驱动嬗变系统ADS换料工程应用提供结构参数和依据。本论文的主要研究内容和创新点如下:
  提出一种基于大小旋塞复合旋转定位的方法。针对堆内换料流程的详细操作步骤及动作要求,设计了五自由度连杆机构堆内燃料组件垂直提升的换料系统方案;通过计算机仿真模拟,实现了全堆芯所有组件遍历的验证,解决了加速器质子束管无法移走而导致的全堆芯自动装卸料运动受阻碍的问题,同时满足了紧凑型一体化ADS铅基堆实验灵活性的要求。
  设计了一种L型多连杆传动与压紧自锁结构的换料抓手。对典型工作环境下换料抓手的结构进行了数值模拟研究,选择关键结构参数进行静力学分析,对换料抓手进行运动学分析与仿真模拟,结果表明换料抓手在整个运动过程中,各运动参数始终能够保持平稳变化,无冲击及振动产生,解决高温液态重金属不透明环境下换料抓取稳定性及可靠性问题,确保组件在运输过程中的安全。
  研制了加速器驱动铅基堆堆内换料机构一体化验证与测试平台。在理论分析与仿真基础上,研制了铅基堆堆内换料机构原理样机及工程样机,进行了定位、遍历、抓取、高温等关键技术实验与测试。测试结果显示,机构能精确定位并更换堆芯所有组件,高温铅铋环境下的抓取性能良好。初步解决了加速器驱动铅基堆全堆芯换料关键技术问题,为未来ADS铅基堆换料机构工程化实施打下基础。
[博士论文] 刘利
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:中国聚变工程实验堆CFETR标准运行模式的设计目的是达到CFETR的科学目标。为了研究其物理可行性,本论文开展了CFETR标准运行模式的演化设计研究。首先在CFETR集成设计平台上构建了TSC与ONETWO耦合计算流程,来设计辅助加热模式下的等离子体演化。然后通过DⅢ-D与EAST装置实验的模拟来验证流程的正确性与模型的有效性。根据DⅢ-D与EAST的模拟经验,本文开展了CFETR标准运行模式的演化设计研究,给出了爬升、平顶和着陆三个阶段都符合CFETR设计要求的标准模式稳态运行方案,并对辅助加热系统参数进行分析与优化。本论文的其主要的成果与亮点在于如下几个方面:
  1、在CFETR集成设计平台上建立了TSC与ONETWO耦合计算流程,将等离子体平衡演化与辅助加热耦合,为CFETR完整的演化设计提供有效的工具。编写TSC计算结果和不稳定分析程序与工程分析软件ANSYS的接口,分别用于分析理想不稳定性和工程结构的电磁载荷。并选取了3炮DⅢ-D ITER-like的中性束放电与1炮EAST欧姆放电实验,验证了流程的各个模块的有效性。
  2、开展了DⅢ-D ITER-like实验与超导装置EAST实验的模拟,比较了Coppi-Tang、GLF23、CDBM、BGB和MMM95五种输运模型模拟等离子体内感、比压、温度、爬升伏秒等方面的优缺点。并根据Coppi-Tang模型在电流爬升初期的特点,对于其进行修正。修正后的模型最能吻合实验上电流爬升阶段的等离子体内感、比压和伏秒消耗的结果。对DⅢ-D中性束加热的H模平顶的模拟发现,CDBM模型较为全面,其模拟结果与实验的等离子体内感与比压吻合最好。由此认为,修正后的Coppi-tang模型与CDBM模型分别最适合于外推至CFETR的爬升(L模)与平顶阶段(H模)。
  3、开展了CFETR标准运行模式的演化设计研究。在电流爬升阶段,采用优化后的爬升率、Zeff与位型演化,结合电子回旋波或者低杂波辅助爬升,可以使得爬升的总伏秒消耗达到零维设计要求,满足工程限制。平顶阶段,设计的三种不同加热方式(NB+EC、NB+LH、EC+LH)下的演化方案都实现了稳态运行,并优化电流剖面确保qmin<2。两种中性束的加热方式的演化设计的聚变功率接近200MW,达到了零维设计要求。理想MHD分析表明三种CFETR标准运行模式的平项演化中,低n扭曲模和高n气球模是稳定。对于βN的扫描给出了CFETR理想MHD稳定的运行空间。着陆阶段,采用全L模着陆与H-L转换着陆两种方式以80kA/s的速率将等离子体电流降低到2MA,并保持内感小于2,实现平稳软着陆。H-L转换着陆方式在能量转换、线圈电流波形和内感演化上表现更好。
  4、开展了CFETR辅助加热系统的参数的分析,并确定了演化过程中CFETR加热系统的参数空间。通过对中性束能量与切向半径的二维扫描结果中能量沉积、电流驱动、转矩与穿透损失的系统分析,得出结论CFETR的中性束设计必须在410<Rrt<660cm和300<E<1000keV空间内。电子回旋波的参数分析表明,TOP发射适合于离轴电流驱动,而LFS发射适合于在轴电流驱动。低杂波参数分析表明平行折射率在1.7附近时可以有效的注入等离子体内部同时避免过多的反射,并得到较高的驱动效率。当平行折射率小的时候,高场侧注入能够允许低杂波注入更深,从而获得更大的驱动效率。
[硕士论文] 赵永松
核科学与技术 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:在保证反应堆安全性、经济性的基础上,铀资源的充分利用和高放废物的最小化成为限制核能大规模可持续发展的主要因素。而铅冷快堆较硬的中子能谱可使其获得优良的中子经济性,实现核燃料的增殖与嬗变,有利于核能的可持续发展,并且其冷却剂Pb化学惰性好、热工特性优良,可提高堆芯的安全性。
  鉴于铅冷快堆的诸多优势,中国科学技术大学提出一种具有工业应用价值的中型模块化铅冷快堆M2LFR-1000方案。M2LFR-1000反应堆在设计上基于现实可行的技术,着重突出模块化设计,使M2LFR-1000成为可实现燃料闭式循环的堆型,并在经济性和安全性方面具有一定的竞争力。本文利用MCNP程序和SRAC/COREBN2006程序进行了堆芯物理设计,并在其满足设计要求的基础上,开展堆芯添加次锕系核素MA的研究。
  首先,在M2LFR-1000反应堆顶层设计框架下给出了堆芯物理设计准则,完成了堆芯燃料棒、燃料组件、控制组件、哑组件的设计和材料选择,并给出了堆芯初步布置。整个堆芯将355个燃料组件分为内外两区,将24个控制组件分为调节棒组和安全棒组,堆芯燃料区外部包含132个哑组件起屏蔽反射作用。
  其次,对M2LFR-1000堆芯进行了初步计算,并对初始设计不合理的方面进行了优化,调整了控制组件、燃料组件的分配和布置。优化后的堆芯包含163个内区燃料组件、192个外区燃料组件,12个调节棒组件和12个安全棒组件分散布置于堆芯。在优化堆芯的基础上进行了堆芯物理参数的研究,包括基本参数、动态参数以及控制系统分析,其中,换料周期达到30个月、周期内径向组件功率峰因子为1.24、堆芯反应性系数具有良好的固有安全性、控制系统满足反应性控制需求并留有一定裕度,堆芯各物理参数达到了设计准则的要求。
  最后,在M2LFR-1000堆芯满足设计要求的基础上,开展堆芯燃料添加MA核素的研究。一方面,研究了添加MA核素对堆芯物理参数的影响,其中MA核素可降低燃耗反应性损失,当其添加份额分别为2.5%、5.0%、7.5%、10%时,30个月内的反应性损失由2052pcm下降为1397pcm、866pcm、416pcm、97pcm,对提高堆芯换料周期具有潜在价值。而MA核素会对反应性系数、中子动力学参数、控制系统价值等带来负面影响,为保证堆芯安全,MA核素的添加量不应超过5.0%。另一方面,对MA核素在堆芯内的嬗变效果进行了评估,堆芯具有良好的嬗变能力。例如,当MA核素在MOX燃料中的添加份额为5.0%时,堆芯的嬗变率RMA、比消耗CMA和支持比SMA分别为12.2%、74.6kg·(GWt·a)-1、10.7,由于核素特性不同,MA核素中的243Cm、244Cm、245Cm出现积累现象,其积累率分别为58.7%、16.1%、104.5%。
  综上所述,M2LFR-1000堆芯设计满足堆芯物理设计准则,并留有一定的裕度;添加少量MA不会影响堆芯的安全运行,并在提高堆芯换料周期方面具有潜在价值;堆芯具有良好的嬗变能力,在提高铀资源利用率和减少MA存量方面具有重要意义。
[博士论文] Zeeshan JAMIL
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:FDS Team(INEST,CAS,China)developed a highly efficient and general purpose code-the SuperMC-which is capable to model and simulate the complex nuclear systems.In order to validate and apply the SuperMC code/program in the area of designing and safety analysis of fast reactors,the high-fidelity core neutronics simulations including transport and bumup calculations were performed and analyzed based on two benchmarked Sodium-cooled Fast-spectrum Reactors(BFS-62-3A and BN-600).The study could essentially be divided in to two major parts:
  Ⅰ.The benchmarking of SuperMC program for Sodium-cooled Fast Reactors'neutronic analysis with BFS-62-3A which is a benchmarked experiment conducted at BFS-2facility,IPPE,Russia.This work incorporates three distinctive subjects including:
  a.Validation of SuperMC code for its neutron transport calculation capability.During the validation,various parameters were calculated-The spectral indices,for instance,gave C/E values0.9927and0.9990for F49/F25and F28/F25.The average discrepancies for radial fission rate distributions in the fuel region and control rod worths were found to be2.7%and less than5%respectively.
  b.The testification of competence of indigenously developed point-wise nuclear data library,the HENDL/MC.The simulations agreed well with the experiment and this fraction of our study hence enabled the HENDL/MC library to be benchmarked.
  c.A detailed investigation on core's neutronic analysis of BFS-62-3A:including estimation of the impact of reflector density on fission rates,sodium void reactivity effect,sensitivity analysis,the effects of various data libraries on the criticality and fission rates,and code-to-code verification.For reflector's density dependence of reaction rates in peripheral region of the assembly,for instance,a decrease of density by5%was found to be in good agreement with the experiment.For code-to-code verification,control rod worth(CRW)and fission rates were calculated.For CRW,the average deviations are8.19%and4.97%for the Serpent and SuperMC respectively.For fission rates,the average discrepancies between SuperMC and other codes were about1.8%and1.6%for239pu and235U,respectively.
  Ⅱ.The neutronic analysis of BN-600hybrid-core reactor using SuperMC program.The prototype reactor was reconstructed for criticality studies and fuel burnup analysis.The calculations,keeping the shim rods(SHRs)mid-core inserted and scram rods(SCRs)fully out/withdrawn,involved estimation of change in isotopic concentrations and prediction of burnup effect and burnup reactivity loss during reactor operation.The results so obtained were compared with the reference data available in IAEA's technical document(IAEA-TECDOC-1623)and other published articles.The comparison gave a good agreement of the SuperMC's results with available reference data.
  It is to conclude that SuperMC code is quite competent and capable to perform the neutronic analysis of fast spectrum sodium-cooled reactors.During the neutronics study of BFS reactor(described in"I"above),the sensitivity analysis renders an interesting fact that the reactivity of the core is substantially sensitive to fuel materials;including U-90%(present in HEZ),U-36%(old)(present in LEZ)and Pu-95%(present in PEZ);while the reactivity is comparatively less sensitive to UO2-36%.
  This thesis presents a work based on a strong motivation to help alleviate the boundless and comprehensive adoption of efficient,safe and espousal fast-reactor technology(with a specific emphasis on advanced sodium-cooled reactors).The future work is intended to apply learning from the study and highly efficient Monte Carlo code for Lead-cooled fast reactor,the CLEAR-0and other variants designed by INEST,CAS,China;and studying the subcritical systems such as Ukraine-based Accelerator-driven KIPT subcritical nuclear assembly.
[博士论文] 张之荣
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:极向场线圈(Poloidal Field coil,简称PF coil)是国际受控热核聚变实验堆(简称ITER)重要组成部分,尾段(Tail)是PF线圈关键部件之一,其主要用于将线圈导体出线头和倒数第二匝进行机械固连,并将二者进行电绝缘隔离。从结构和功能的角度来看,尾段需要承受线圈工作时导体传递来的电磁力和冷热收缩的热应力,并经历相应的低温机械疲劳过程,与此同时还需要保证电绝缘要求。本文重点对优化后的尾段结构进行理论和实验研究,主要包括复杂工况下尾段异形焊缝焊接工艺方案与焊缝疲劳性能、关键部件绝缘系带结构设计以及尾段绝缘电学和疲劳性能等关键技术研究。
  完成了PF6线圈尾段初始概念结构优化设计,并对优化后尾段结构进行分析介绍。尾段内部载荷传递路径由概念设计中匝间绝缘和导体粘接优化为更加稳定的机械连接方式。另外,通过有限元分析方法完成了最危险时刻(EOB+PD)线圈尾段静电磁分析。
  优化后的尾段通过焊接的方式将线圈导体出线头和倒数第二匝导体机械固连。按照ITER设计要求,该异形焊缝为全焊透结构,在焊接过程中严格控制焊接变形与超导缆温度,其焊接质量需满足EN ISO5817:2007LevelB。为此,完成了尾段异形焊缝焊接工艺方案研究,并针对PF6线圈尾段复杂的焊接工况,专门设计了一套辅助焊接工装。另外,由于线圈尾段工作时需要承受来自线圈的脉冲式电磁力以及冷热收缩带来的热应力,为此,通过一系列理论和实验分析,完成了尾段异形焊缝低温疲劳性能研究。
  通过尾段中部绝缘系带完成电绝缘隔离并对其进行机械张紧。完成了一种跑道型复合材料绝缘系带结构设计,并通过燃烧方法确认了绝缘系带各关键位置化学成分含量比。另外,由于降温过程中绝缘系带与不锈钢材料热胀系数不同会引起冷收缩程度不同,在尾段内部会产生热应力,通过理论和实验完成了不规则形状绝缘系带热胀系数和弹性模量分析研究,并顺利通过预张紧方式补偿了冷热收缩不同带来的热应力。最后完成了绝缘系带低温疲劳性能实验研究。
  针对PF6超导线圈尾段绝缘设计要求,完成了线圈尾段绝缘包绕工艺方案分析研究和尾段绝缘样件结构设计。之后,完成了尾段绝缘样件低温疲劳性能测试,并对疲劳测试过程中尾段绝缘样件的断裂原因进行分析讨论。此外,搭建电学测试平台,完成了尾段绝缘样件低温疲劳测试前后电学性能研究,结果显示,尾段匝间绝缘在经历了600,000次低温疲劳测试后,顺利通过高达30kV的匝间直流击穿测试。
  基于此前对线圈尾段焊接、绝缘系带以及尾段绝缘等关键工艺技术理论和实验研究,完成PF6两个双饼线圈(预研件DDP和正式生产件DP9)尾段的研制,同时搭建电学测试平台,完成线圈尾段绝缘相关电学性能研究,研究结果均满足ITER设计要求。
  至此,ITER PF6线圈尾段关键技术难题已基本得到解决,第一个量产双饼线圈DP9尾段的生产工作也顺利完成。本文所研究的PF6线圈尾段关键工艺技术将为后续PF6DP1以及PF2-PF5线圈尾段的研制提供了强有力的工艺技术保障。
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