Transcript 田文喜 - 中国科学院近代物理研究所

核科学与技术学院
第一届新型反应堆安全及发展研讨会
兰州, 2013年10月9-12日
轴向和径向行波堆概念设计及热
工安全分析
田文喜1
张大林1,郑美银1，秋穗正1，苏光辉1，陈学农2 ，黄灏3 ，严明宇4
[email protected]
http://nuthel.xjtu.edu.cn
1 西安交通大学，核科学与技术学院
2
Karlsruhe Institute of Technology
3 中科华核电技术研究院有限公司
4
中国核动力研究设计院
1
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
目录
1
项目研究内容及目标
2
行波堆研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
后续工作计划
2
2015/4/9
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 本项目主要研究内容
 行波堆堆芯物理和热工耦合设计软件开发
建立用于输运和燃耗耦合计算的软件平台，建立相应的堆芯热工水力分析
和设计模型，开发适用于行波堆的堆芯核热耦合设计软件。
 行波堆堆芯初步概念设计
选择现实可行的堆型，通过堆芯合理的燃料布置建立增殖-燃耗波，得到
行波堆概念设计方案，并进行系统安全性能研究。
 利用行波堆进行燃料增殖和嬗变的研究
研究适合行波堆的堆芯结构、燃料组件和燃料成分，计算不同堆芯设计和
不同燃料时行波堆的增值比，对行波堆内MA的嬗变特性进行研究，确定
适合行波堆的MA含量，分析其对行波堆的影响。
3
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目录
1
研究内容及目标
2
行波堆研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
4
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研究背景-行波堆原理
裂变
裂变
裂变
增殖
增殖
增殖
底
部
启
动
行波堆燃耗策略(类似燃烧的香烟)
核燃料从一端富集启动点燃
1）U-Pu 转换循环
2）Th-U 转换循环
行波本质为增殖-燃耗波
中子通量、核子密度及功率在堆内形成稳
定分布，保持形状不变并自发移动。
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 行波堆研究背景-特点
 行波堆的优点
高燃耗
 采用低富集度铀
 高燃料利用率
 反应性保持不变
低废料生产，无需后处理
制造成本低
高经济性
无需换料/在线换料，无核扩散风险
可封装运行，原始燃料可持续使用数十年，不换料。
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传统的燃料循环体系
铀矿开采
转化成六氟化铀
铀浓缩
燃料制造
贫铀贮存
长期地质填埋
含锕燃料制造
后处理
乏燃料贮存
反应堆发电
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基于行波堆的可持续的燃料循环体系
核废料/天然铀
燃料制造
长期地质填埋
乏燃料贮存
行波堆发电
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 行波堆研究发展历程
泰拉
荷兰、日本、
德国、中国开
展了行波堆基
础理论研究；
Feinberg最早
提出了增殖燃耗概念
萌芽
Driscoll开展了
进一步的研究
缓慢发展
美国氢弹之父
Teller开展了
行波堆数值计
算研究
广泛关注
美国TerraPower
公司完成了泰
拉1号、2号的
概念设计
快速发展
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 行波堆研究现状
 泰拉能源的研发工作
 研发团队
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 行波堆研究现状
 泰拉能源的研发工作
 研发工具
• 反应堆物理分析
– MCNPX(using ENDF7) + CINDER90
– REBUS/MC2-2
• 热工安全分析
– SUPERENERGY + COBRA，用于分析组件温度中分布
– SAS4A/SASSYS-1，用于系统安全分析
• 燃料性能分析【关键挑战】
– FEAST，由MIT开发
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 行波堆研究现状
 泰拉能源的研发工作
 概念设计1 – TerraPower-1 (TP-1)
净功率500MWe
192个浓缩铀燃料组件
210个贫铀燃料组件
34个控制棒组件
2个开放性燃料测试组件
1个开放性材料测试组件
72个屏蔽组件
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 行波堆研究现状
 泰拉能源的研发工作
 概念设计2 – TerraPower Reactor Plant (TPRP)
净功率1150MWe
柱状驻波堆：
采用巧妙的燃料移动方法;
波固定，燃料径向移动。
金属燃料，HT-9包壳
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 行波堆研究现状
 泰拉能源的研发工作
 概念设计2 – TerraPower Reactor Plant (TPRP)
• 已于2009年11月完成概念设计；
• 净功率1150MWe，热功率3000MWt；
• 60年设计寿命，无需换料；
• 建造成本与三代压水堆相当；
• 金属燃料，HT-9包壳；
• 钠冷，池式设计;
• 机械泵;
• 低压安全壳;
• 固有安全性。
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 行波堆研究现状
 Sekimoto课题组的研发工作
 CANDLE燃耗策略
Constant Axial shape of Neutron flux,
nuclide densities and power shape During
Life of Energy producing reactor
在这种燃耗策略下，核素密度、中子通
量和功率的分布以相同的速度沿轴向移
动，形状不发生任何变化，剩余反应性
在燃耗过程中保持恒定。
Sekimoto课题组将这种燃耗策略广泛
用于各种快堆中，取得了大量的研究成
果。
CANDLE燃耗策略
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 国内外行波堆技术方案-CANDLE堆
 Sekimoto课题组的研发工作
 CANDLE燃耗策略
反应堆参数
计算结果
参数
数值
总热功率
3000MW
堆芯半径
2.0m
反射层径向厚度
0.5m
直径
0.8cm
包壳厚度
0.035cm
密度
75%TD(理论密度)
燃料
U-10%Zr
屏蔽材料
HT-9
冷却剂
LBE
燃料孔隙比
50%
有效中子增殖系数
1.020
燃耗区域的速度
4.14cm/year
平均燃耗深度
381GWd/t（40.6%）
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 国内外行波堆技术方案-CANDLE堆
 Sekimoto课题组的研发工作
 CANDLE燃耗策略
CANDLE燃耗策略下U-238及Pu-239核子密度分布
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 国内外行波堆技术方案-CANDLE堆
 Sekimoto课题组的研发工作
 块式高温气冷堆上的应用
块式高温气冷堆无限增殖系数、中子通量及核子密度分布
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 国内外行波堆技术方案-CANDLE堆
 Sekimoto课题组的研发工作
 小功率快堆上的应用
小功率快堆无限增殖系数及裂变能沿轴向的分布
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 行波堆研究现状
 KIT行波堆技术路线
行波堆中孤立波求解的目标：建
立行波堆物理模型，并得到数学
的精确解，深入研究孤立波这一
现象，预见将来如何将行波堆投
相平面中的同宿轨道图
入实际应用。
KIT将这种技术应用于超临界堆和
钠冷快堆的一维和二维计算中，
均得到了孤立波解。
核子密度和中子通量变化
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 国内外行波堆技术方案-KIT技术路线
 KIT行波堆技术路线
 球床类反应堆的基本燃烧模型
一维球床反应堆原理
孤立波解情况下核子密度分布
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 国内外行波堆技术方案-KIT技术路线
 KIT行波堆技术路线
 轴向步进倒料策略-超临界水堆
参数
堆芯入口
堆芯出口
冷却剂温度
235℃
523℃
冷却剂密度
840.5kg/m3
84.0kg/m3
冷却剂焓
1018.5kJ/kg
3249kJ/kg
堆芯进出口参数
keff随燃耗的变化
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 国内外行波堆技术方案-KIT技术路线
 KIT行波堆技术路线
 径向步进倒料策略-钠冷快堆
二维条件下keff和燃耗
随通量特性的变化
归一化功率分布随通
量特性的变化
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 行波堆研究现状
 核动力研究院的研发工作
 径向倒料驻波堆
0 day
200 days
600 days
400 days
800 days
通过合理的倒料，使径向波稳定
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 行波堆研究现状
 清华大学的研究工作
清华大学采用MCBurn系统
对简单结构的钍基行波堆进
行了分析计算，验证了钍基
行波堆的可行性。
钍基行波堆功率分布随时间变化
设计了2000MWt铅铋行波堆
堆芯，采用MCBurn系统，
计算得到了稳定的功率、中
子通量和核子密度分布。
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钍基行波堆Keff随时间变化
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目录
1
项目研究内容及目标
2
TWR研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
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 设计工具开发及验证
 系统简介
 耦合蒙特卡罗输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN；
目前使用NNDC根据ENDF/B-VII.1处理的数据库；
包含37个锕系核素和101个裂变产物核素 。
MCNP:
ORIGEN:
计算燃耗初区
的功率和截面
计算新的功率
和截面
给定功率下的
核子分布
耦合方式简图
2015/4/9
...
给定功率下的
核子分布
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 设计工具开发及验证
 OECD/NEA快堆基准题的验证(kg)
快堆基准题R-Z方向结构简图(cm)
基准题主要参数
参数
数据
燃料类型和密度
MOX燃料,UO2 (10.46g/cc),PuO1.98(10.94g/cc)
U同位素成分/%
0.25U-235,99.75U-238
Pu同位素成分/%
5.6Pu-238,39.1Pu-239,26.7Pu-240，
13.0Pu-241,14.3Pu-242,1.3Am-241
内堆芯Pu/(Pu+U)/%
28.85
外堆芯Pu/(Pu+U)/%
40.64
热功率/MW
1500
电功率/MW
600
负荷因子
0.80
满功率运行时间/天
625
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 设计工具开发及验证
 OECD/NEA快堆基准题的验证(kg)
核素
235U
238U
238Pu
239Pu
240Pu
241Pu
242Pu
241Am
243Am
242Cm
244Cm
本计算结果
MCORE
-5.7
-402
-46
-160
-35
-139
-30
6.9
27
4.6
7.6
ANL
CEA
MOCUP
MCBurn
-5.6
-420
-50
-149
-38
-133
-29
9.1
31
3.7
4.1
-5.9
-411
-45
-174
-21
-139
-42
7.5
44
5.2
7.4
-5.6
-395
-49
-161
-35
-137
-31
9.6
31
4.6
4.5
-5.8
-420
-49
-159
-32
-138
-39
9.1
43
3.9
4.4
 由基准题结果可见，本耦合系统对主要锕系核素的计算结果是可靠的，可用于
快堆的燃耗计算。
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 设计工具开发及验证
 NEA VVER-1000 LEU 组件基准题的验证
LEU组件简图及1/6组件编号
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 设计工具开发及验证
 NEA VVER-1000 LEU 组件基准题的验证
k ∞及U-235核子密度随燃耗的变化
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 设计工具开发及验证
 NEA VVER-1000 LEU 组件基准题的验证
U-238及Pu-239核子密度随燃耗的变化
 由基准题结果可见，本耦合系统对k ∞及主要核素的计算结果是可靠的，可用于
压水堆的燃耗计算。
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2015/4/9
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目录
1
项目研究内容及目标
2
TWR研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
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 轴向倒料行波堆初步设计
 总体介绍
设计了2000MWth轴向倒料式钠
冷行波堆。
设计目标：拟通过该堆芯，验证轴向钠冷行波堆的可行性；研究钠冷行波，行
波特性，增殖比，堆芯的热工水力特性。
设计手段：通过课题组开发的输运燃耗耦合系统(MCORE)，对行波堆进行物
理计算，采用课题组开发的子通道程序(SACOS-Na)进行堆芯热工水力计算。
燃料循环：采用U-Pu循环，鉴于MCORE具有计算Th-U循环的能力，后续将
开展Th-U循环相关研究。
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 轴向倒料行波堆初步设计
 基本堆芯参数
功率
2000MWth
工作温度
360℃/530℃
燃料类型
N15富集铀
包壳类型
HT-9
冷却剂
钠
屏蔽层材料
不锈钢
堆芯高度/cm
300
堆芯半径/cm
125
启堆区高度/cm
60
反射层厚度/cm
50
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 轴向倒料行波堆初步设计
 组件及堆芯结构
堆芯共199个燃料组件
外围布置屏蔽组件
 共127个棒位
芯块直径11mm
包壳厚度0.4mm
燃料棒直径12mm
棒间距14.4mm
外套管壁厚2.5mm
外套管对内边距161mm
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 轴向倒料行波堆初步设计
 1D计算结果
功率随燃耗的轴向分布
中子通量随燃耗的轴向分布
经过一定燃耗步以后，功率分布及中子通量分布以固定形状沿轴向移动。
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轴向倒料行波堆初步设计
 1D计算结果
U235核子密度随燃耗的轴向分布
U238核子密度随燃耗的轴向分布
经过一定燃耗步以后，U235和U238分布以固定形状沿轴向移动。
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轴向倒料行波堆初步设计
 1D计算结果
Pu239核子密度随燃耗的轴向分布
增殖-燃耗波
用功率分布代表增殖波，用Pu239分布代表燃耗波，增殖-燃耗波如由上图所示。
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2015/4/9
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目录
1
项目研究内容及目标
2
TWR研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
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2015/4/9
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径向倒料行波堆设计
基于欧洲钠冷快堆堆芯设计了3600MWth径向倒料式行波堆堆芯
KIT & XJTU
设计目的：泰拉能源公司虽公布了TP-1和TPRP
的堆芯设计，但却未公布具体设计细节，特别是
燃料富集度及组件布置。因此，拟通过该堆芯的
设计及分析计算，掌握径向倒料行波堆堆芯的设
第一个行波堆
能会出现在中
计方法。
设计手段：充分利用现有快堆的技术，特别是欧
洲钠冷快堆(NSFR)堆芯设计。采用ECCO程序进
行并群处理，采用ERANOS程序进行燃耗计算。
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2015/4/9
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径向倒料行波堆设计
 径向倒料策略
径向步进倒料示意图
将燃料组件分成若干组，
每组具有相同数目的燃料
组件数，且距离反应堆中
心具有几乎相同的距离，
即每组燃料组件以反应堆
中心为轴近似环状分布，
每组燃料组件周期性地由
内向外或者由外向内从一
环向其临近下一环跳跃。
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2015/4/9
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径向倒料行波堆设计
 堆芯基本参数及布置
参数
单位
数值
总热功率
[MWt]
3600
燃料组件数
[No.]
396
控制&停堆组件数
[No.]
25
堆芯高度
[mm]
1000
燃料体积份额
[%]
56.30
冷却剂体积份额
[%]
21.07
结构材料体积份额
[%]
22.63
燃料类型
[/]
天然铀金属
燃料孔隙率
[%]
11.2
燃料密度
[%TD]
95
平均功率密度
[W/cm3]
241.93
堆芯基本参数
堆芯布置
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径向倒料行波堆设计
 燃料组件设计
燃料组件径向示意图
参数
燃料组件 间距
组件内对边距
组件外对边距
组件盒壁厚
组件间间隙
单位组件内燃料元件数
燃料组件总高度
2015/4/9
燃料组件轴向示意图
单位
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[No.]
[mm]
数值
208.3
203.8
194.8
4.5
4.5
271
4900
燃料组件主要几何参数
44
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径向倒料行波堆设计
 燃料元件设计
燃料元件径向示意图
参数
燃料元件总高度
包壳外径
包壳内径
燃料元件间距
燃料芯块外径
燃料芯块内径
活性区高度
上反射层高度
下反射层高度
上气腔高度
下气腔高度
燃料元件上封头
燃料元件下封头
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燃料元件轴向示意图
单位
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
[mm]
数值
2550
11
9.97
12.98
9.67
2.47
1000
150
300
100
900
20
80
燃料元件主要几何参数
45
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径向倒料行波堆设计
1,2
1,03
1,0
1,02
Asymptotic keff
keff [-]
 计算结果
0,8
0,6
1,01
1,00
0,4
0,99
0,2
0
10
40
30
20
Fuel shuffling steps [-]
k有效随倒料步数的变化
50
0,98
200
400
600
800
1000
1200
Fuel shuffling period [days]
渐进k有效随倒料周期的变化
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2015/4/9
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径向倒料行波堆设计
 计算结果
倒料周期400天功率分布
倒料周期1000天功率分布
计算分析比较了倒料周期为400、500、600、700、800、900和1000天时，功率
分布的变化，确定倒料周期为1000时，功率峰最低，为最优方案。
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2015/4/9
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径向倒料行波堆设计
 计算结果
U238归一化密度分布
Pu239归一化密度分布
经过一定的倒料周期以后，主要核素分布稳定。
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2015/4/9
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目录
1
项目研究内容及目标
2
TWR研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
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2015/4/9
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热工水力设计和安全分析研究
 SACOS-Na：西安交通大学自主开发的适用于钠冷反应堆的子通道分析程序
SACOS-Na程序流程图
2015/4/9
50
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热工水力设计和安全分析研究
 SACOS-Na子通道程序对TP-1典型组件的分析计算
组件编号示意图
参数
流量
(kg·s-1)
热功率
(MW)
堆芯出
口温度
(℃)
堆芯入
口温度
(℃)
设计值
6045.0
1200
510.0
360.0
堆芯主要参数
2015/4/9
不同组件冷却剂温度沿轴向分
布(8号组件为最热组件)
51
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热工水力设计和安全分析研究
 SACOS-Na子通道程序对TP-1典型组件的
分析计算
不同通道内冷却剂温度沿轴
向的变化
2015/4/9
不同燃料棒包壳表面温度沿
轴向的变化
52
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核科学与技术学院
热工水力设计和安全分析研究
开始
 钠冷行波堆TP-1热工水力瞬态分析程序开发-TAST
输入计算类型
二回路
一回路
蒸
汽
读入结构参数
热池
初始化：稳态计算
平
均
管
中
间
热
交
换
器
热
管
蒸
汽
发
生
器
堆芯平均温度、反应性计算
点堆计算
燃料元件计算
燃料元件计算
下腔室
二回路泵
主泵
热池计算
水
冷池
1
系统结构图
2015/4/9
21
中间热交换器计算
71
91
83
62
86
76
52
67
80
89
58
84
72
63
77
47
87
53
68
81
73
85
42
59
64
48
78
54
69 82
36
43
60
74
49
65
31
79
37
55
70
25
44
61
75
66
32
50
56
19
38
6
26
45
51
33
13
20
39
7
27
14
40
28
46
15
34
22
41
2
9
29
16
35
3
23
10
30
17
4
24
11
18
5
12
8
57
蒸汽发生器计算
93
92
冷池计算
90
88
主泵计算
结果输出
时间步进
结束
53
田文喜
核科学与技术学院
1
热工水力设计和安全分析研究
 钠冷行波堆TP-1热工水力瞬态分析程序开发-TAST
反应性引入事故
1.6
640
1.5
600
21
57
15
52
40
28
46
34
22
41
2
9
29
16
35
3
23
10
30
17
4
24
11
18
5
12
8
6
1
2
1
2
3
4
5
6
7
3
560
1.4
功率变化
1.3
温度/℃
温度/℃
4
5
组件8
组件29
组件35
组件42
组件48
组件54
组件65
47
42
36
31
25
19
13
7
71
91
83
62
86
76
67
80
89
58
84
72
63
77
87
53
68
81
73
85
59
64
48
78
54
69 82
43
60
74
49
65
79
37
55
70
44
61
75
66
32
50
56
38
26
45
51
33
20
39
27
14
520
6
480
1.2
各组件出口温度变化
440
1.1
400
1.0
7
360
0
0
50
100
150
200
250
50
100
150
300
200
250
300
时间/s
时间/s
525
1
1.4
1
2
3
4
5
0.8
0.6
H
0.4H
0.3H
0.2H
0H
450
425
温度/℃
3
1.0
平衡态含汽率
1
2
3
4
5
475
1.2
4
0.4
H
0.4H
0.3H
0.2H
0H
2
400
375
3
350
325
0.2
0.0
5
0
20
40
60
时间/s
2015/4/9
1
500
2
80
100
蒸汽发生器含汽率随时间的变化
300
4
275
5
250
0
20
40
60
时间/s
80
100
54
蒸汽发生器二次侧温度随时间的变化
田文喜
核科学与技术学院
热工水力设计和安全分析研究
失流事故
 钠冷行波堆TP-1热工水力瞬态分析程序开发-TAST
600
1.0
功率变化
0.8
550
燃料平均温度
冷却剂平均温度
0.6
温度/℃
归一化功率
500
0.4
450
1
2
400
燃料、冷却剂平均温
度随时间变化
350
0.2
300
0.0
0
0
50
100
150
200
250
50
100
300
150
200
250
300
时间/s
时间/s
750
1
2
3
6000
700
650
堆芯流量变化
4000
3000
不同组件冷却
剂出口温度
4
600
温度/℃
流量/kgs-1
5000
5
550
6
500
1
2
3
4
5
6
7
组件8
组件29
组件35
组件42
组件48
组件54
组件65
450
2000
400
7
1000
350
300
0
0
50
100
150
时间（s）
2015/4/9
200
250
300
0
50
100
150
时间/s
200
250
300
55
田文喜
核科学与技术学院
热工水力设计和安全分析研究
 CFD多孔介质模型应用
对TP-1堆芯进行了稳态热工水力计算，得到了1/6堆芯三维压降、温
度和速度分布。
三维堆芯压降分布
三维堆芯温度分布
56
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
热工水力设计和安全分析研究
 CFD多孔介质模型+堆芯中子动力学
使用CFX程序多孔介质模型+点堆中子动力学耦合对TP-1堆芯进行
瞬态热工水力计算得到，瞬态条件下堆芯三维响应特性。
反应性引入事故：不同时刻堆芯出口
截面冷却剂温度分布
2015/4/9
失流事故：不同时刻堆芯出口截面冷却剂
温度分布
57
田文喜
核科学与技术学院
目录
1
项目研究内容及目标
2
TWR研究背景及现状
3
主要研究工作进展
4
1
设计工具开发及验证
2
轴向倒料行波堆初步设计
3
径向倒料行波堆设计
4
热工水力设计和安全分析研究
结论及后续工作计划
58
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
 总结
 开发了用于行波堆分析计算的MCNP和ORIGEN耦合系统MCORE，并
进行了验证，结果表明可用于快堆及压水堆燃耗的分析计算；
 提出了2000MWth轴向式钠冷行波堆堆芯的概念设计，并用耦合程序
MCORE进行了分析计算；
 提出了3600MWth径向式钠冷行波堆堆芯设计，采用ECCO和ERANOS
程序进行了分析计算；
 采用自主研发的SACOS-Na子通道程序和CFX的多孔介质模型对TP-1堆
芯进行了热工水力分析，为后续开展堆芯多物理多尺度耦合设计、安全
分析和增殖嬗变研究提供工具支持。
59
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
下一步工作计划
 基于MCORE软件、子通道分析软件SACOS_Na、CFD(多空介质模型)
的多尺度耦合设计；
 对已提出的轴向及径向倒料式钠冷行波堆进行点火区特性研究以及堆芯
的热工安安全特性；
 确定合理的堆芯燃料布置及倒料策略，研究其增殖和嬗变特性；
60
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
TWR关键科学技术问题
包壳等耐辐照材料的研究
金属燃料服役性能研究
燃料增殖和嬗变性能优化研究
克服高燃耗堆芯 的技术瓶颈
为高燃耗燃料元件探索新道路
挖掘行波堆的增殖嬗变潜力
能量分布极端不均匀条件下的行波堆堆芯热工设计
钠冷行波堆系统固有安全特性分析和评价研究
处理极
端情况
下的传
热问题
钠冷行波堆-热工-材料多尺度耦合综合设计平台开发
61
2015/4/9
田文喜
核科学与技术学院
62