国际热核聚变实验堆计划(2014GB119000)
- 作品数：14 被引量：28H指数：3
- 相关作者：陈义学张竞宇李璐马续波韩文静更多>>
- 相关机构：华北电力大学清华大学中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国际热核聚变实验堆计划中央高校基本科研业务费专项资金国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺一般工业技术更多>>
- 基于元胞自动机法对Mo单晶的焊缝微观组织模拟
- 2019年
- Mo单晶具有良好的蠕变性能,被用作空间热离子反应堆的燃料元件的组分。减少焊缝中离散晶粒的产生,实现单晶连接,是提高燃料原件使用寿命的主要途径。本文基于概率形核、枝晶生长理论,采用元胞自动机(CA)法模拟Mo焊接熔池快速凝固过程。模拟结果显示,CA法是一种有效、可靠的研究方法,可很好地模拟Mo焊接过程。同时,实现Mo单晶焊缝生长过程的可视化,有助于焊缝组织的优化和控制及材料机械性能的改善。
- 马雁王剑举杨鹏威
- 关键词：焊缝元胞自动机
- 水冷聚变堆主回路活化产物源项计算分析被引量：5
- 2016年
- 水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。
- 李璐张竞宇郭庆洋陈义学
- 关键词：国际热核聚变实验堆
- 线性子链法在脉冲中子活化计算中的应用
- 2018年
- 核聚变装置大多在脉冲工况下运行,不同的脉冲运行模式会对材料活化计算产生影响,脉冲的处理方法以及活化计算方法的选择直接决定了计算结果的精度。本文采用线性子链法和解析解公式计算反应链中各核素的数量随时间的变化情况,并通过回溯算法搜索所有参与计算的反应链。针对脉冲中子活化问题,将真实脉冲通过稳态(SS)方法、等效稳态(ESS)方法、连续脉冲(CP)方法进行等效处理,从而简化计算过程,并在此基础上编制了用于脉冲中子活化计算的TACT程序。最后基于天然Fe活化基准题,根据惯性约束聚变装置(IFE)和磁约束聚变装置(MFE)的典型脉冲周期对TACT程序进行测试计算,比较了各种脉冲处理方法的准确度。结果表明:对于IFE和MFE的典型脉冲运行模式,以ESS为前段的CP方法的准确度均优于其他方法;对于CP方法,只需适当保留末尾的真实脉冲数即可达到一定的精度。
- 石涛张竞宇孔飚方晟陈义学
- 低活化马氏体钢在ITER水环境中的腐蚀性能研究
- 2019年
- 低活化马氏体钢作为聚变堆候选的结构材料,其腐蚀性能影响冷却回路辐射场的分布。本文选取CLAM、CNS-1和SCRAM-9 3种钢材,并用T91与3种钢材进行对比,分析4种材料的性能。整个实验回路温度维持在150℃,溶氧量小于0.01 mg/kg,pH值为7(20℃),电导率小于1μS/cm,压力为1 MPa,水的流速设为6 m/s。实验后,所有样品均采用失重分析法、XRD、EDS及SEM分析。结果显示,随着时间的增加,材料的失重量增加,腐蚀速率减少。4种材料的失重量均遵循幂函数规律,T91钢的耐腐蚀性较另3种钢好,而3种材料中CLAM的抗腐蚀性能相对更好;样品表面氧化层变得越来越致密且非常薄。氧化层腐蚀产物主要是Fe_2O_3和Fe_3O_4。
- 马雁杨鹏威王剑举
- 关键词：ITERCLAMT91
- CFETR固态水冷包层增殖材料对TBR与核热沉积影响的初步分析被引量：1
- 2013年
- 中国聚变工程实验堆(CFETR)是正在设计的聚变反应堆。利用蒙特卡罗粒子输运模拟程序MCNP,针对初步设计的以正硅酸锂(Li4SiO4)和钛酸锂(Li2TiO3)为增殖材料的两种固态水冷包层中子学特性进行了计算和分析。通过对不同模型包层氚增殖比、中子壁负载和核热沉积的计算结果的对比分析可知,包层材料和其设计是影响包层中子学性能的主要因素之一。
- 田英男陈义学马续波刘松林
- DORAST程序在AP1000一回路和二回路系统中的源项分析
- 2013年
- 核电厂源项分析不仅可为核电厂的辐射屏蔽计算提供源强数据,且在指导核设施的退役方面也具有重要意义。本工作对压水堆核电厂一回路、二回路系统内放射性核素的来源、迁移、吸附、滞留和衰变规律进行了研究,开发了适用于传统二代核电厂和以AP1000为代表的三代核电厂源项计算程序DORAST。该程序数据库中核素的基本信息来源于ENDF/B-Ⅶ.1数据库。该程序可计算核电厂主要系统、辅助系统及部分设备内放射性核素的β及γ比活度。程序的验证表明,计算结果与源项软件BETA-GAMMA计算数据吻合较好,满足工程设计计算精度要求。
- 刘兆欢陈义学李璐袁龙军马续波孙业帅
- 关键词：压水堆放射性核素比活度
- 水冷聚变堆活化腐蚀产物源项分析程序开发被引量：7
- 2015年
- 对于采用水冷方式的聚变堆,主要的放射性源项是水冷回路中的活化腐蚀产物,它会对反应堆的屏蔽设计、人员防护以及事故后果产生重要影响。本文为水冷聚变堆开发活化腐蚀产物源项分析程序CATE,该程序基于两项均匀模型构建浓度平衡方程组,全面考虑了活化腐蚀产物在水冷回路中的主要行为,包括腐蚀、释放、溶解、沉积、活化、衰变、净化等,并采用Runge-Kutta方法对浓度平衡方程组进行数值求解。使用CATE程序对国际热核聚变实验堆(ITER)的偏滤器冷却回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在冷却剂中和管壁上的分布以及随时间的变化规律。与国际上同类程序PACTITER和TRACT相比,CATE程序的计算结果无论是在数值上还是趋势上都是合理的,可为ITER和CFETR(中国聚变工程实验堆)等的技术评审提供源项数据支持,在增加相应数据库后,还可应用于液态金属冷却反应堆的源项分析。
- 张竞宇李璐宋文付玉陈义学
- 基于欧拉指数方法的活化计算程序开发及应用被引量：2
- 2015年
- 材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响,还会使反应堆退役后存在大量核废料的后处理问题。本文基于欧拉指数方法,采用EAF数据库,自主开发了活化计算程序EuACT,对ZIRLO、Zr-4、M5、N18包壳材料的活化特性进行了计算与分析,并与欧洲活化程序FISPACT计算结果进行了对比。分别选取0.5、1.0和1.5a的辐照时间,计算3种情况下辐照停堆后不同包壳材料的放射性比活度以及衰变余热随停堆时间的变化,并对包壳材料活化特性进行初步分析。结果表明:EuACT与FISPACT的计算结果符合良好;仅从停堆后放射性比活度和衰变余热的角度分析,Zr-4相比其他3种材料具有一定优势。
- 韩文静陈义学张竞宇彭奕
- 关键词：包壳材料
- 压水堆主冷却剂中氚源项计算分析被引量：2
- 2018年
- 压水堆主回路冷却剂流经堆芯时,水中固有及特加核素受中子辐照后会产生氚,氚几乎全部以气体和液体的形式排入环境,造成氚污染。因此,氚是压水堆辐射环境影响评价的主要关注内容之一。本文以AP1000为例,根据压水堆主回路冷却剂中氚的产生途径及其随时间的变化情况建立详细的计算模型,计算压水堆主回路冷却剂中的氚活度并分析各产氚途径对氚产生量的贡献。计算结果表明:主回路冷却剂中的氚主要来源于可溶性硼的中子活化和铀裂变,对氚产生量的贡献达80%以上;在7 Li纯度为99.9%时,AP1000主回路中的年产氚量为5.23×10^(13) Bq,锂产氚量占总量的14.01%,随7 Li纯度的增加,锂产氚量的贡献呈线性减小,在7 Li纯度为99.99%时,锂产氚量占总量的3.18%。其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。根据以上结果,可通过控制主回路冷却剂中添加的初始硼浓度、提高燃料包壳质量、增加LiOH中7 Li的纯度等多种途径来降低主冷却剂中氚的产生量,从而减少氚对环境的放射性污染。
- 郭庆洋张竞宇孙业帅方晟陈义学
- 关键词：AP1000活化分析
- 典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析被引量：9
- 2018年
- 压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。
- 李璐张君南张竞宇陈义学
- 关键词：剂量率PWR
