反應堆的案例
西屋AP300：淘汰煤電的中型反應堆
1、西屋電氣的變革
隨著全世界爭先恐后地向無碳能源轉換，西屋電氣似乎準備引領變革，尤其是他們全新的AP300小型模塊反應堆（SMR）的推出，可能成為商業裂變工業界的下一個大事件。
作為對三代壓水堆（PWR）的縮小和完全模塊化開發，AP300的設計按照與已在役核反應堆相同原理運行。
這種新型中型反應堆于2023年5月4日公開亮相，對能源行業的其他部門來說，是一個簡單而深刻的聲明——裂變反應堆不再是巨大、昂貴、社會輿論兩極分化的龐然大物。
AP300 SMR的設計因子中，既不太接近微型反應堆，也不龐大，它在更大反應堆無法推廣的范圍內具有應用潛力。
要理解為什么一些能源公司如此熱衷于建造更小的SMR，你需要從更全面的角度來看待問題。
2、大型核電站的不足
中國浙江三門核電站（圖源：網絡）
事實上，擁有巨大冷卻塔和龐大基礎設施的大型核反應堆產生了大量熱能，因此也產生了可用電力。
但大型裂變反應堆真正令人煩惱的問題往往需要與反應堆本身聯系起來。
正如我們之前在北美和歐洲看到的那樣，核能的輿論問題一直難以回避，反核活動人士不斷威脅，要將自己銬在大型反應堆施工現場外的圍欄上，這通常意味著，旨在直接為大城市供電的更雄心勃勃的反應堆很少真正建成。
政府資金不一致往往加劇了這一問題。
即使是那些剛剛起步的大型反應堆，也需要投入大量的人力、施工時間、人員和普通的舊錢才能開工。
出于所有這些原因，西屋公司將其AP1000商用PWR推出，并將每個部件擴展到更可制造比例的雄心是合乎邏輯的。
展開 普通人只知道輻射，你卻知道在核反應堆旁邊不用穿防護服
普通人一輩子也見不到的核反應堆，原來可以由學生黨控制，而且在邊上不需要穿防護服。這是怎么回事？一起來一探究竟吧。
在進入 MIT 的核反應堆之前，要先佩戴一個放射量測定器。接著，接待的小 姐姐，同時也是反應堆監督員的 Sarah 出現了。
在進入之前，先把表示自己名字的燈打開，這樣大家都知道 Sarah 進入了實驗室。
Sarah 介紹說，反應堆實際上被拆分得很細。如果有什么零部件壞了或者需要更換，只需要單獨預定就可以了。下面這個地方就相當于是商場的商品展示柜一樣，需要更換的零件可以在里面挑選預定。
她說，從研究生一年級開始，她就開始在反應堆工作了。當時她是兼職的核反應堆操作員，畢業后就正式入職了。
核反應堆安全殼（containment building）是氣密的，空氣不能自由進出，當然這扇門也包括在內。
核反應堆安全殼內的氣體都會經過預先設置的檢測和過濾裝置才能從大樓里出去，這能夠保證沒有放射性物質會被釋放到大樓外的地方。
MIT 的這個核反應堆并不是用來發電的，而是做研究用的，會制造大量的中子，它的功率是美國大學里的第二大。
在大樓里有各種各樣的空氣質量監測儀，放射性監測儀，它們可以實時通告大樓里的輻射量。人類的身體不能感知輻射劑量，所以需要儀器幫忙。
比如這個儀器里的0.1就表示0.1毫雷姆/小時。在波士頓城里一天接受到的輻射劑量為1毫雷姆，輻射來源是宇宙射線以及大地里的花崗巖。所以，在核反應堆安全殼里呆10小時相當于在波士頓城里呆一天。
這個房間的距離和反應堆只有4米，但是輻射劑量卻和大街上一樣。
這多虧了防輻射混凝土。
展開 第二十屆全國反應堆結構力學會議在武漢召開
2018年10月24日至26日，由中國力學學會反應堆結構力學專業委員會、中國核學會核能動力分會反應堆結構力學專委會主辦，核動力運行研究所/中核武漢核電運行技術股份有限公司承辦的第二十屆全國反應堆結構力學會議在武漢召開。來自國內外30余家單位的150余位代表參加了此次研討會，會上交流論文120余篇，分別在6個分會場就抗震和應力分析、計算力學、流固耦合及結構動力學分析、試驗及試驗方法、斷裂力學及缺陷評定、設備和材料失效分析、三代核電中的結構力學、運行許可證延續（OLE）中的結構力學、新堆型的結構力學等相關力學問題進行了交流和討論。
承辦單位劉鴻運副所長和反應堆結構力學專業委員會主任委員李朋州分別在開幕式上致歡迎詞。全國反應堆結構力學專委會自1978年成立，至2018年共成功舉辦了20屆（含本屆）。會議特別邀請了反應堆結構力學前輩——姚偉達先生在大會上回顧了全國反應堆結構力學40周年的歷史。
會議旨在更加有效地加強國內核電監管機構、研究院所、大專院校、核電供應商等單位在反應堆結構力學方面的信息溝通和合作研究，不斷提高我國反應堆結構力學的研究水平及其在核能安全性、經濟性方面支撐作用。邀請了6篇專題報告：“我國反應堆結構力學40年——核動力研究設計院李朋州所長”的報告，回憶了反應堆力學領域的現狀，并對未來工作和發展方向進行了展望。“核電廠運行許可證延續及相關實踐——728院竇一康副總工程師”，探討了我國核電廠運行許可延續技術政策、秦山一廠OLE中的時限老化分析。
展開 【CAE案例】反應堆廠房內溫度場計算
01 研究背景
核電站正常運行期間，核反應堆廠房內的溫度較高，即使停堆后，此區域的溫度仍然維持在較高的水平。在停堆期間，高溫使得此區域維修工作無法正常進行，導致維修工期延長，因而需要設計輔助手段來給反應堆廠房內降溫。數值模擬方法對于方案的設計與驗證提供了有力工具。
此算例的目的是通過code_saturne來模擬反應堆廠房內的溫度場，研究反應堆部分設備的改變對整個反應堆廠房溫度造成的影響。
02 研究方法
網格劃分
對整個反應堆廠房建模，計算區域共包含33萬個四面體網格。
計算工況
求解算法
湍流模型選用k~ε兩方程模型；前三種工況，采用SIMPLE算法，迭代70000次；對于工況4，固定工況1得到的速度場和壓力場，采用SIMPLEC算法，時間步長設為2s，模擬時長設為36小時。
邊界條件
壓力容器和蒸汽發生器壁面設為熱流邊界條件，其他壁面均設為絕熱邊界條件；對于第四種工況，將其中一個蒸汽發生器壁面設置為變溫度邊界條件。此外，進口邊界條件設置為正流速或負流速，出口設置為自由出口。
探測位置
計算過程中，在下圖所示的位置設置了三個探測點用于監控計算過程和分析模擬結果，
03 模擬結果
從下圖中可以看出，當進口空氣溫度增加5°C后，反應堆廠房內空氣的溫度會隨之增加4~5°C。
當使用4個安全殼連續通風系統(EVR)時，廠房內的溫度會下降5~6°C。
當以5°C/h的速率降低其中一臺蒸汽發生器外表面溫度時，可以顯著降低廠房內的溫度。
下圖是計算模擬得到的工況1與工況4對比云圖，
04 研究結論
code_saturne可成功地對反應堆廠房內的氣動熱力學行為進行建模，通過模擬結果可以看出，
1.
展開 
田灣核電5號機組反應堆壓力容器發運
同時，也對設備的設計、制造提出了更高的要求，反應堆壓力容器作為核電站核心部分——反應堆冷卻劑系統中最重要的設備之一，是核電站唯一不可更換的主設備，具有“設計要求高、加工難度大、制造周期長”的顯著特點，其制造質量對核電站的安全和穩定運行至關重要。
截止目前，核動力院已成功交付反應堆壓力容器設備11臺，總重近3500噸。在后續項目中，核動力院將攜手中國核電工程有限公司和各方業主一道，與各設備制造廠繼續并肩戰斗，砥礪前行，面向未來，續寫核電設備采購新的華彩篇章。
利用3D打印和人工智能改進核反應堆技術
更快、更便宜
根據3D科學谷的了解，ORNL 正在領導轉型挑戰反應堆 (TCR)，并得到美國能源部 (DoE) 計劃的支持，以探索在美國更快、更便宜的核能分配，以降低制造成本和交貨時間并改進安全。作為該計劃的一部分，ORNL 正在使用直接能量沉積 (DED) 3D 打印等技術建造核反應堆堆芯。2020 年，普渡大學在收到美國能源部 80萬美元的資助后，成為 TCR 計劃的主要貢獻者。因此，普渡大學正在開發一種人工智能 (AI) 模型，以確保反應堆堆芯 3D 打印組件的核級質量。
TCR 計劃還見證了 ORNL 開發了自己的新型 3D 打印技術，專門用于生產核反應堆部件。該工藝結合了粘結劑噴射和陶瓷生產工藝，以更有效地制造復雜形狀的組件。該方法還可以打印高溫合金和難熔金屬，這些合金和難熔金屬由于耐高溫和耐降解，對核反應堆部件的安全運行至關重要。
自啟動 TCR 計劃以來，ORNL 的 3D 打印核反應堆組件已安裝在阿拉巴馬州田納西河谷管理局 (TVA) 的布朗斯費里核電站。與核燃料供應商法馬通合作開發的四個 3D 打印燃料組件支架目前在工廠處于常規運行條件下。
發揮結構一體化優勢
不僅僅是橡樹嶺國家實驗室，根據3D科學谷的市場觀察，西屋電氣充分發揮了3D打印實現結構一體化的優勢，開發了3D打印的核動力燃料組件隔離柵。
反應堆堆芯由大量細長的燃料組件組成，每個燃料組件包括多個包含易裂變材料的燃料棒，其反應以產生熱量。每個燃料組件的燃料棒由多個柵格保持成有組織的，間隔開的陣列，這些柵格沿著燃料組件的長度軸向間隔開，并附接到燃料組件的多個細長的控制桿導向套管。
通過引入增材制造技術-3D打印技術，可以在不進行進一步組裝或焊接過程的情況下打印西屋電氣開發的隔離柵。
展開 核能供熱不二之選 為什么是泳池式反應堆
“泳池式反應堆是世界上最早建造的堆型，也是目前最多的堆型。在半個多世紀累計約1萬堆年的運行實踐中，保持了良好的安全運行記錄。我國也已建成9座池式反應堆，累計安全運行超過300堆年。”在中核集團“燕龍”泳池式低溫供熱堆總設計師柯國土看來，這一堆型是當前我國解決清潔取暖問題的不二之選。作為我國知名反應堆工程研究設計專家，他始終認為池式反應堆供熱相較于其他解決方案而言優勢獨具。
記者（以下簡稱“記”）：談及核能供熱，對其安全性的考量肯定是第一位的。泳池式低溫供熱堆的安全性能如何？
柯國土（以下簡稱“柯”）：我把泳池式低溫供熱堆的安全性概括為“零堆熔、零排放、易退役、毋需場外應急”。浸入水池的反應堆采用常壓、低溫運行，具有大的負反應性系數，不會發生失水、失壓事故，如果發生外電網喪失疊加不能停堆事故，依靠負反饋，反應堆最終能實現停堆，大容量水（堆水池約2000噸）可確保堆芯不裸露，從而實現“零”堆熔；
一座（400MW）池式低溫供熱堆，對比同等規模的燃煤供熱站，沒有碳、氮、硫、灰渣、煙塵等排放，就是放射性也僅為燃煤排放的2%，實現近零排放；池式低溫供熱堆系統簡單，放射性源項總量僅為百萬千瓦級核電站的1%左右，易于拆除、處理，退役時間短，退役費用少，燒過的乏燃料統一由國家行業主管單位處理，廠區可恢復綠色復用，因此，稱其為“易退役”；池式低溫供熱堆高安全性，切實消除了大規模放射性釋放，廠區邊界的放射性劑量水平，符合國家標準，因此，“毋需場外應急”。
記：清潔供暖當然是當前我國環境保護領域中的當務之急。但我們急需的是一種“老百姓能用得起”的供暖方式。這樣“高大上”的核能供暖，實現起來其價格真的能“接地氣”么？
柯：核能供熱成本可控，土建設備投資少，運行維護費用低，退役費用低，價格具有很強的競爭力。
展開 核聚變箍縮反應堆
屆時Z-箍縮反應堆將安裝在航天器上，反應堆的末端開放，噴出高速的等離子體流推動航天器前行。
目前，核聚變動力太空飛行和核聚變能量發電仍然停留在理論階段，但Zap能源公司已瞄準了這一目標。
作者：Tom Clynes
核反應堆CAE仿真（視頻下載）
邁向虛擬核反應堆
對反應堆和所有相關復雜系統的性能進行仿真
仿真在優化核電站性能以及展示核電站安全性方面始終發揮著重要作用。堅持采用尖端仿真工具對核電站的未來發展至關重要，而現在這種重要性更勝以往。了解如何使用 CFD 仿真準確預測并改善核反應堆和所有復雜子系統的性能：
了解如何使用仿真來展示并改善新一代反應堆中使用的創新技術
探索如何廣泛使用仿真來縮短現有反應堆停機時間并改善其經濟效益
探索如何使用仿真大幅縮短新反應堆概念的許可時間
Emilio Baglietto
核科學與工程副教授, MIT
>>點擊獲取完整視頻：http://jishulink555.mikecrm.com/PlTzZEh
以下為部分截取
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>>點擊獲取完整視頻：http://jishulink555.mikecrm.com/PlTzZEh
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展開 流體力學分析軟件VirtualFlow，實現核反應堆熱工水力高效仿真
3 月 13 日，由中國核學會核反應堆熱工流體力學分會主辦，中核核反應堆熱工水力技術重點實驗室、上海積鼎信息科技有限公司、先進核能技術全國重點實驗室承辦的 “核反應堆熱工水力仿真技術前沿探索與實踐” 線上直播活動圓滿舉辦。本次活動聚焦核反應堆仿真領域的最新進展與挑戰，吸引了近300位行業專家及在校學生的關注。
中國核動力研究設計院反應堆工程研究所副所長、中國核學會核反應堆熱供流體力學分會的理事長 黃彥平 在致辭中指出，核能技術的迭代對流體仿真提出了更高要求，亟需在精度提升、計算效率優化及模型驗證等方面取得突破。國產流體仿真軟件的自主研發是打破技術壟斷的關鍵。黃總呼吁產學研各方需強化合作，通過資源共享與協同創新，共同攻克行業難題。
作為本次活動的承辦單位之一，積鼎科技研發中心總監符凱的報告《國產流體仿真軟件在核反應堆仿真中的應用》受到關注。積鼎科技深耕 CFD 領域多年，自主開發了通用流體仿真軟件 VirtualFlow在核反應堆仿真中展現出顯著優勢。
積鼎科技的仿真軟件可應用于核領域的多種堆型，包括壓水堆、鉛鉍/鈉冷快堆、熔鹽堆等。在壓水堆中，軟件可模擬安注水過程、氫氣復合及燃燒、抑壓水池工作過程等；在鉛鉍/鈉冷快堆中，可進行金屬液體熱工水力計算、事故工況下自然對流計算等；在熔鹽堆中，實現了堆芯流量分配計算、熔鹽泄露凝固計算等關鍵場景的仿真。
技術優勢：
全代碼自主可控：該軟件安全可靠可控，經第三方評測顯示代碼自主率超過 95%。
全方位仿真能力：支持多相流、湍流、相變、傳熱等復雜物理模型，能夠精確模擬核反應堆中的流動傳熱傳質、多相流相變、可壓縮流體、多組分等問題。
應用場景覆蓋廣：軟件經過市場長期驗證，已積累的測試案例庫>1000個。
展開 積鼎科技：國產自主核反應堆流體仿真解決方案
在核工業這一關鍵領域，流體仿真技術對于確保核反應堆的安全、高效運行至關重要。上海積鼎信息科技有限公司（以下簡稱“積鼎科技”）憑借其自主研發的CFD仿真軟件VirtualFlow和專業的技術團隊，為核反應堆流體仿真提供了全面的CFD解決方案，涵蓋了流動傳熱傳質、多相流相變和可壓縮流體三個關鍵方面，，為我國核工業的自主化發展提供了強大的軟件工具。
流動傳熱傳質解決方案
積鼎科技的流動傳熱傳質解決方案專注于模擬核反應堆中的復雜流動和傳熱現象。其自主研發的通用流體仿真軟件VirtualFlow具備行業領先的網格建模與求解技術，能夠精確模擬管道熱分層、棒束通道流動傳熱等關鍵問題。
通過精確豐富的湍流模型，從RANS、VLES到LES，VirtualFlow能夠滿足不同湍流尺度的模擬需求，確保瑞流傳熱的求解精度。此外，VirtualFlow還提供了全面的湍流熱通量模型和濃度模型，可以用來模擬傳質現象，為核反應堆的設計和優化提供重要的參考依據。
多相流相變解決方案
在多相流相變方面，積鼎科技的解決方案同樣表現出色。VirtualFlow提供了多種多相流模型，包括VOF、LevelSet方法用于界面流問題，基于歐拉-歐拉體系的均相模型用于混合流問題，以及歐拉-拉格朗日模型用于離散相流體問題。這些模型能夠精確模擬沸騰、冷凝、液面晃動等多相流現象，為反應堆的熱工設計、安全分析和性能優化提供支持。
例如，在壁面沸騰的模擬中，VirtualFlow采用N相均相模型和RPI模型，能夠準確預測出口氣含率，與實驗值吻合良好，相比其他軟件在精度上有較大提升。
可壓縮流體解決方案
針對可壓縮流體問題，積鼎科技的解決方案能夠有效模擬核反應堆中的空化、水錘等現象。
展開 
用核反應堆造SiC？一次產1000片？
近日，據韓媒報道，韓國原子能研究院（KAERI）利用核反應堆技術，開發了世界首創的“SiC晶圓大批量摻雜技術”。該技術有3大特點：
● 一次可摻雜1000片，產能提升數百倍。
● 摻雜均勻度提高到 0.35%，而傳統摻雜均勻度在 6%，提高了17倍。
● 2023年將會量產。
KAERI的碳化硅中子摻雜反應堆設備
新型碳化硅摻雜技術：
性能提升17倍，2023年量產
2月10日，韓國原子能研究院（KAERI）宣布，他們已開發出一種可以
大批量
實現
碳化硅晶片摻雜
的技術。
據介紹，該技術的主要是基于韓國核反應堆“Hanaro”設備的“
中子嬗變摻雜（NTD）
”技術。
通過該技術，KAERI已經開發了一個可以
同時
對
1000片4英寸碳化硅晶圓
進行摻雜的設備。
同時，KAERI開發了一種可以將
中子摻雜均勻度
（RRG）保持在
1%以內
的技術。據介紹，目前傳統碳化硅晶圓的摻雜均勻度在 6% 的水平，而該研究團隊將摻雜精度提高到
0.35%
的水平，相比之下提升了
17倍
。
Hanaro 生產的碳化硅半導體晶片
據“三代半風向”了解，1996 年1月，KAERI的中子應用反應堆 (
HANARO
) 開始運行。2002年KAERI完成了“硅錠摻雜技術”開發，2010 年其輻照硅的產量超過30噸。
2021年6月，KAERI進行了
碳化硅NTD實驗
。Hanaro負責人關光民說：“我們的目標是到
2023年
，真正實現碳化硅功率半導體NTD摻雜的
商業化
。”
展開 【EDF開源CAE】使用Code_Aster對改進型氣冷反應堆石墨慢化劑作裂紋分析
案例介紹
改進型氣冷堆是在天然鈾石墨氣冷堆的基礎上改進而來的第二代反應堆。英國研發的改進型氣冷堆采用保留了石墨作為慢化劑，采用CO2作為氣體冷卻劑，具有體積小，效率高的優點。
改進型氣冷堆結構圖
固體的石墨慢化劑在隨反應堆安裝完工以后，必須一直服役直到反應堆退役，中途無法修復也無法更換，因此石墨慢化劑的使用壽命限制了整個反應堆的壽命。而反應堆內高溫、高壓和輻照的嚴苛的服役環境使得石墨慢化劑的應力開裂不可避免，那么確定石墨慢化劑的服役壽命對于控制反應堆的投入產出和保證反應堆安全都有著重要意義。
改進型氣冷堆的石墨慢化劑
本次算例的目的是使用Code_Aster對準脆性石墨慢化劑的裂紋擴展進行模擬，確定裂紋自動擴展的路徑，以及評估裂紋擴展后的石墨慢化劑的機械強度。
模擬過程
本算例將用Code_Aster對三維混合型裂紋這種開裂情況進行裂紋擴展模擬，施加的荷載為單調荷載。幾何模型如下圖所示。
石墨慢化劑截面圖
工程上進行裂紋計算主要用到的方法有以下幾種，均可在Code_Aster中實現：
1.格里菲斯理論。這是一種從宏觀上去描述裂紋的理論，要研究裂紋的擴展行為，必須先定義處宏觀裂紋。
展開 如何讓 CFD 開發用于分析熱反應堆性能的框架（附白皮書下載）
前言
Simcenter ? STAR-CCM+ ? 軟件中的高級物理場模型大幅提升了計算流體力學 (CFD) 仿真能夠提供的熱反應堆分析見解信息量。因此，用戶可以明確之前模糊不清的流程，并遠超穩態分析的限制來提高熱反應堆性能。這突顯了使用多物理場 CFD 作為融合了觀察、測量、實驗和仿真的一種全面方法，在解決先前難以對付的真實多學科問題方面的價值。
通過CFD仿真改進核安全和可靠性
本白皮書將使用 Simcenter STAR-CCM+ CFD 仿真設計并執行空間探索，并討論經過驗證的熱反應堆分析框架。白皮書主要內容包括：
高層摘要
剖析熱反應堆
擴大 CFD 的用途
恰到好處的模型
CFD 與測量的結合值得信任
結論
如何領取
點擊免費領取：http://jishulink555.mikecrm.com/ufnNISg
展開 一文了解核裂變反應堆材料（轉自材易通）
中子吸收控制材料
可吸收堆內中子，完成控制反應性的功能，從而達到啟動、停堆和功率調節等目的。
選材要求：
①需要具有較大或者適當的中子吸收截面的元素組成
②要求中子吸收元素有較簡單的中子吸收反應
③其他條件包括熔點高、導熱性好、強度大、抗腐蝕、耐輻照等
1
碳化硼陶瓷
唯一得到廣泛應用的硼化物中子吸收材料。其中子俘獲反應中可產生氚。具有很好的化學惰性，不過不適合中高溫氧化氣氛，與包殼材料的相容性好。但在堆內使用時，存在晶格畸變、熱導率下降、釋放氦氣和輻照腫脹等問題。
2
銀-銦-鎘合金
可改善中子吸收性質、提高強度、增加耐蝕性。該三元合金具有較高的蠕變強度和良好的加工硬化性能。輻照后強度和延性均能滿足壓水堆控制棒的要求。
展開 