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二、2012财年业绩
自I-NERI启动以来,共开展了107个项目,其中,正在进行的项目有18个,另外一个在2012财年完成(下见表1)。下面概述2012年I-NERI计划中两个研究领域项目的进展与完成情况。
1.反应堆概念RD&D
正在进行的反应堆概念RD&D项目有9个:3个是研究核系统的先进材料;5个是改进核研究工具,包括生成、验证和/或升级现有的数据/数据库与建模/仿真程序;1个致力于核电厂的安全。
与材料相关的研究正在开发微观和纳米级的测试技术。研究人员可以用它来评估宏观辐照引起的力学性能变化,从而评估材料能否经受住反应堆内的苛刻条件。研究小组已经开发了一系列的测试样品,并开始测试和比较不同方法的有效性和准确性。
其他两个项目正在研究降低应力腐蚀开裂(SCC)敏感度的方法。一个项目正在研究690合金的热处理对原子重新排序的影响。研究人员对该合金采取了各种形变热处理并进行了测试。结果表明,一些处理方法,尤其是冷处理,会明显改变材料的行为。中子衍射表明,晶格在400℃老化过程中会发生收缩。这可能是因为合金低温退火过程是短程有序(SRO)的。
第二个SCC项目是研究老化对异种金属焊接微观结构的影响,尤其是当用152合金焊料将低合金钢(LAS)焊接到690合金时,铬的稀释效应对焊接接口的影响。研究人员已经制成一个有代表性的异种钢焊接样品并进行了检测,发现热老化使焊根区域的铬和镍被浓集。浓集铬有助于焊根区域铬和镍的生长和形成,以及熔合边界区域铬沉淀物的生长与形成。样品在315℃的PbO+0.1MNaOH溶液中的测试结果显示,溶液中的PbO含量降低了600合金上形成的氧化物的钝性,使氧化物化学成分改变,最终导致SCC敏感度增加。
项目正在开发一种具有高分辨率的测量裂变碎片速度、能量和电荷的仪器。研究结果是依据现有核数据获得的新数据文件,即用于未来快堆系统的几种关键同位素的数据文件。先进的仪器将检测和测量同时产生的一对裂变碎片,而目前的仪器只能检测单个裂变碎片。第一年的工作重点是测试整套设备的单个部件,这套设备是利用薄的转换箔、静电镜和超快微通道板来测量碎片的飞行时间,具有高的分辨率。最终设计还将纳入能量测量。目前,原型电离室已制成,具有更高的分辨率的第二套设备的工作正在进行中。
数据项目团队正在对零功率钚反应堆(ZPPR)-15基准测试计划中的负荷记录归档,并用这些有价值的金属燃料测量数据生成高保真的蒙特卡罗模型。该小组已审阅了ZPPR-15的A~D四个阶段所有制图员的主标识和运行记录手册,以确保未来数据的可用性;分析了12个实验的配置,并为制图员提供了各种近似模型。项目研究人员还为BFS-76-1A(超铀元素燃烧堆)临界物理实验生成了35个蒙特卡罗模型。
项目通过比较反应堆堆芯的MCNP(蒙特卡罗N-粒子程序)计算和实验测量结果,验证和确认一套用于先进核反应堆的高保真多物理模拟方法。该项目是最近完成的I-NERI项目。2012财年的研究重点是完善DeCART中子程序,用标准题进行验证测试,更新截面库等。研究人员正在寻求新的方法来减少误差。例如,他们利用高斯求积提出了一种新的方位角离散方案,能将方位角离散化引起的误差降低2〜5倍。对于准确和可靠DeCART程序,研究小组开发了一个子群截面库生成程序,该工具能用MCNP5生成参考共振积分。初步试验结果表明,主锕系元素的估计共振截面是准确的。
在2012财年启动的新项目,将交叉地用高保真流体动力学(CFD)计算模型,进一步推进建模与仿真。CFD模型应用于核反应堆堆芯流量研究。四个伙伴机构将用团队成员间共享的通用数据,系统地交叉验证核反应堆堆芯几何(棒束或球床)的特性。
最后一个反应堆概念RD&D项目是研发和验证先进核电厂监控、诊断和预测超设计基准事故的方法。在极端工况下,自给能传感器及其网络将提供核电厂的相关信息。国内外的研究团队审查各自国家的轻水反应堆的重要安全功能和组件,提出监测超设计基准事故的技术建议。研究人员正在确定开发严重事故期间安全监测指标系统(SIMSA)的要求、方法和资源。团队成员做了大量的概念验证测试,证实了瞬时预测技术。研究人员还开发了用于诊断的工艺设备的监测和预测工具:一个MATLAB工艺设备监测工具箱和一个工艺与设备预测工具。研究团队还开始开发和验证核电厂全场断电情况下的工况监测的无线技术,并确定了目标准备建立一个网络。
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