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, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0206
摘要:
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
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摘要:
基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
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摘要:
Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
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摘要:
238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070004
摘要:
为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。
为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。
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摘要:
为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析出温度振荡现象，其适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点的温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速工况下温度振荡幅度和频率，分析了不同流体速度和流速比对各监测点温度振荡特性的影响。研究结果表明，温度振荡的幅度和频率均随着流速增加而增大，主要是由于速度的增加使湍流作用增强，增加了流体流动的无序性，从而使温度振荡的幅度和频率增大。本研究得到的铅铋合金温度振荡特性可为后续铅铋快堆温度振荡研究提供参考。
为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析出温度振荡现象，其适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点的温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速工况下温度振荡幅度和频率，分析了不同流体速度和流速比对各监测点温度振荡特性的影响。研究结果表明，温度振荡的幅度和频率均随着流速增加而增大，主要是由于速度的增加使湍流作用增强，增加了流体流动的无序性，从而使温度振荡的幅度和频率增大。本研究得到的铅铋合金温度振荡特性可为后续铅铋快堆温度振荡研究提供参考。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050032
摘要:
立式自然循环蒸汽发生器作为压水堆核电站的重要设备，增强其换热性能对整个电站的经济性至关重要。本研究选用AP1000的蒸汽发生器作为研究对象，并利用RELAP5系统分析程序，分别对传统蒸汽发生器和轴流式预热蒸汽发生器进行计算分析，研究了轴流式预热蒸汽发生器的换热机理，并着重分析了不同纵向隔板高度和循环水分配率对换热特性的影响。结果表明：轴流式预热蒸汽发生器能够显著提升一、二次侧传热温差，从而有效提高整体换热效率；此外，研究还发现提升隔板高度能在一定程度上提高换热能力，并存在最佳隔板高度使得换热功率达到峰值；同时，通过降低循环水分配率有助于增大传热温差，进一步提高换热性能。本研究为轴流式预热蒸汽发生器工程分析和设计提供参考依据。
立式自然循环蒸汽发生器作为压水堆核电站的重要设备，增强其换热性能对整个电站的经济性至关重要。本研究选用AP1000的蒸汽发生器作为研究对象，并利用RELAP5系统分析程序，分别对传统蒸汽发生器和轴流式预热蒸汽发生器进行计算分析，研究了轴流式预热蒸汽发生器的换热机理，并着重分析了不同纵向隔板高度和循环水分配率对换热特性的影响。结果表明：轴流式预热蒸汽发生器能够显著提升一、二次侧传热温差，从而有效提高整体换热效率；此外，研究还发现提升隔板高度能在一定程度上提高换热能力，并存在最佳隔板高度使得换热功率达到峰值；同时，通过降低循环水分配率有助于增大传热温差，进一步提高换热性能。本研究为轴流式预热蒸汽发生器工程分析和设计提供参考依据。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050038
摘要:
采用计算流体动力学（CFD）程序建立了包含反应堆、蒸汽发生器、主泵和主管道在内的三环路反应堆冷却剂系统的高保真三维数值模型，开展了低功率运行工况下系统级热工水力现象的三维数值分析，获得了不同区域的冷却剂温度，并与核电厂实测数据对比，验证了数值模型的合理性。分析结果表明：该功率水平下的自然循环流量为满功率运行流量的4.5%，堆芯出口温度稳定，可以有效导出堆芯热量；局部热对流现象使不同环路的冷却剂产生更充分搅混；顶盖腔室内存在热分层现象，现有的顶盖温度测点读数不是该区域内的最高温度；主泵出口产生旋转流，并且靠近主管道管壁区域切向速度较大，中心区域形成局部对流。该研究工作可以进一步提升设计者对核电厂复杂系统级三维热工水力现象的认识。
采用计算流体动力学（CFD）程序建立了包含反应堆、蒸汽发生器、主泵和主管道在内的三环路反应堆冷却剂系统的高保真三维数值模型，开展了低功率运行工况下系统级热工水力现象的三维数值分析，获得了不同区域的冷却剂温度，并与核电厂实测数据对比，验证了数值模型的合理性。分析结果表明：该功率水平下的自然循环流量为满功率运行流量的4.5%，堆芯出口温度稳定，可以有效导出堆芯热量；局部热对流现象使不同环路的冷却剂产生更充分搅混；顶盖腔室内存在热分层现象，现有的顶盖温度测点读数不是该区域内的最高温度；主泵出口产生旋转流，并且靠近主管道管壁区域切向速度较大，中心区域形成局部对流。该研究工作可以进一步提升设计者对核电厂复杂系统级三维热工水力现象的认识。
, 最新更新时间 , doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060020
摘要:
为研究高温碱金属热管启动过程中的间歇沸腾现象，给热管反应堆安全运行提供可参考的操作条件，采用金属钠为热管工质，对热管启动过程的间歇沸腾的影响因素和作用机制开展了试验研究。研究结果表明，热管加热功率和倾角对间歇沸腾有重要影响，在90°倾角情况下，加热功率从600 W升至750 W，间歇沸腾周期变化范围为29~736 s，温度振幅范围为18~35℃；热管倾角为0°时不会发生间歇沸腾；间歇沸腾在中等加热功率条件下容易发生，随倾角的增大，间歇沸腾起始和截止的加热功率减小，倾角为45°、60°、90°工况下间歇沸腾起始和截止的加热功率分别为250、200、150 W和600、450、350 W。同一加热功率、不同倾角工况下间歇沸腾的周期差别较大，而温度振幅变化较小；冷凝段长度减小后间歇沸腾强度降低且发生间歇沸腾的功率区间提前；本研究结果为进一步探究碱金属热管间歇沸腾发生机理奠定了基础，对碱金属热管设计优化和热管反应堆安全运行提供了重要的数据和理论支持。
为研究高温碱金属热管启动过程中的间歇沸腾现象，给热管反应堆安全运行提供可参考的操作条件，采用金属钠为热管工质，对热管启动过程的间歇沸腾的影响因素和作用机制开展了试验研究。研究结果表明，热管加热功率和倾角对间歇沸腾有重要影响，在90°倾角情况下，加热功率从600 W升至750 W，间歇沸腾周期变化范围为29~736 s，温度振幅范围为18~35℃；热管倾角为0°时不会发生间歇沸腾；间歇沸腾在中等加热功率条件下容易发生，随倾角的增大，间歇沸腾起始和截止的加热功率减小，倾角为45°、60°、90°工况下间歇沸腾起始和截止的加热功率分别为250、200、150 W和600、450、350 W。同一加热功率、不同倾角工况下间歇沸腾的周期差别较大，而温度振幅变化较小；冷凝段长度减小后间歇沸腾强度降低且发生间歇沸腾的功率区间提前；本研究结果为进一步探究碱金属热管间歇沸腾发生机理奠定了基础，对碱金属热管设计优化和热管反应堆安全运行提供了重要的数据和理论支持。
