钠冷快堆关键热工水力问题研究现状及展望

钠冷快堆因其高热效率、高燃料利用率和固有安全性,以及能够实现闭式燃料循环以减少长寿命放射性废物的独特优势,被认为是第四代核能系统的首选堆型,也是目前国际核能领域的研究热点。本文概述了国际钠冷快堆及热工水力领域的发展历程和未来方向,并指出了当前钠冷快堆热工水力领域发展所面临的主要问题。结合我国的发展现状和挑战,本文针对热工水力研究领域的三个关键核心方面进行了深入分析:冷却剂钠的流动换热特性、堆芯热工水力分析方法,以及自然循环余热排出的设计与验证。总结了国际范围内的研究成果,分析了遇到的技术挑战和未来研究的发展趋势,并探讨了我国在这些领域的研究现状及未来的研究方向。这些分析和总结旨在为中国钠冷快堆技术在提高安全性和经济性方面的技术挑战提供指导,同时也为未来钠冷快堆的热工水力设计和优化提供重要的参考依据,以推动我国钠冷快堆技术的进一步发展。

池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究

钠冷快堆堆芯采用大栅板联箱、小栅板联箱和组件的三级流量分配方式,小栅板联箱的压降影响组件的流量分配,进而影响堆芯的安全,因此进行钠冷快堆小栅板联箱压降对组件流量分配影响研究有重要意义。根据小栅板联箱压降造成组件流量分配偏差的机理,提出了理论计算模型和堆芯组件优化设计的方法,并针对中国实验快堆(CEFR)堆芯进行了组件压降的优化设计,通过优化设计降低了CEFR燃料组件流量分配负偏差。结果表明,在进行钠冷快堆堆芯热工水力设计时,需要结合实际堆芯布置分析组件压降设计值的优化方向,并进行敏感性分析,以确定组件的最优设计压降,将小栅板联箱压降对组件流量分配影响降低到最低程度。本文结果可为钠冷快堆堆芯热工水力设计提供参考。

池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究综述

钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发展为解决上述问题提供了重要技术路径,本文对池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究进行综述。对于全堆一体化整体计算,获取池式钠冷快堆典型对称/非对称工况下的三维温度场分布及关键热工参数瞬态变化,评价其余热排出能力;对于局部部件或区域精细化计算,获取局部三维流动与传热特征参数,也为全堆一体化计算提供关键输入。相关研究为池式钠冷快堆安全稳定运行及设计优化提供重要支撑。

钠冷快堆及其闭式燃料循环经济评价

钠冷快堆是第四代核能系统论坛(GIF)提出的六种堆型之一,也是世界上运行堆年最长的第四代堆型。钠冷快堆具有增殖和嬗变的功能,能有效解决核能可持续发展问题。中国实验快堆工程已于2011年建成投运,在此基础上研发的示范快堆项目已开工建设。当前,制约快堆工程发展的问题是经济性问题。本文根据钠冷快堆技术特点及其在核电体系中的作用,研究了不同燃料循环模式下,快堆及其闭式燃料循环的经济评价模型及方法。

钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。

钠冷快堆堆芯捕集器设计优化数值研究

堆芯捕集器是为有效分散堆芯熔融物并防止压力容器下封头与熔体大规模接触而被破坏的非能动预防和缓解装置。在钠冷快堆(SFR)中,堆芯捕集器的结构直接影响碎片床的堆积形状和分布,进而影响碎片床的再临界性和长期衰变热去除能力。本文针对堆芯捕集器的结构设计优化开展数值研究,重点关注其烟囱结构设计对碎片床形成和分布的影响机理及规律。基于无量纲刚度系数和无量纲阻尼系数改进离散元法(DEM),通过改变堆芯捕集器烟囱顶盖垂直投影边长、顶盖倾斜角度和烟囱间距,研究碎片颗粒的运动和碎片床的形成行为。结果表明,堆芯捕集器的烟囱顶盖垂直投影边长、烟囱顶盖倾角和烟囱间距对碎片床的堆积形状和分布均有重要影响,碎片颗粒的二次散射对于改善碎片床的均匀性至关重要。

基于多孔介质方法的钠冷快堆冷却剂沸腾现象模拟

基于两流体六方程模型针对钠的气液两相分别构建守恒方程,采用蒸发冷凝模型表征两相质量交换,分别使用显式和隐式处理方法对蒸发冷凝模型进行计算,同时考虑了Sobolev阻力模型、两相对流换热模型以及相间动量交换等本构关系,开发了适用于模拟钠冷快堆冷却剂沸腾的多孔介质分析方法,利用KNS-37失流实验L22工况数据进行了对比验证,并利用L29工况流量数据验证模型的适用性。结果表明,所建立的钠沸腾多孔介质分析方法可以较好地模拟钠冷快堆沸腾现象,预测沸腾发生时间在6.3 s左右,与实验相差0.2 s,温度和流量的总体变化趋势与实验数据吻合较好。

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。

大型池式钠冷快堆热功率的计算和不确定度分析

反应堆的核功率无法直接测量,通过测量中子注量率的大小来表征核功率的大小,因此核电厂通常采用热功率刻度反应堆的核功率。池式钠冷快堆冷却剂系统采用钠-钠-水3个回路的布置形式,与压水堆存在较大差异,由于系统配置的不同,热功率的计算方法与压水堆也存在一定差异。该文分析了大型池式钠冷快堆热功率的计算和不确定度分析方法,用于反应堆核功率测量仪表的标定。计算结果表明,对于大型池式钠冷快堆,热功率计算的不确定度在事故分析初始功率的保守假设之内。堆芯热功率的计算结果主要取决于蒸汽发生器的功率计算,其余各项对最终计算结果的影响小于1%。

钠冷快堆蒸汽发生器用2.25Cr-1Mo钢热老化行为研究进展

中国实验快堆蒸汽发生器主要使用核级2.25Cr-1Mo钢制造。由于钠冷快堆中严苛的工作环境,蒸汽发生器传热管需要同时面对高温、高压差以及钠和水腐蚀等问题,其中部分问题引起蒸汽发生器的热老化行为,从而影响其寿命。本文调研了钠冷快堆蒸汽发生器用2.25Cr-1Mo钢热老化行为的主要影响因素,总结了开展2.25Cr-1Mo钢热老化行为研究的多种方法,提出了解决2.25Cr-1Mo钢热老化问题的措施,并对未来发展方向进行展望,以期为我国钠冷快堆蒸汽发生器部件的寿命评估和安全运行提供参考。

钠冷快堆堆内构件用奥氏体不锈钢无缝管的开发

采用真空感应+电渣重熔+均质化热处理+锻造+热挤压+冷轧工艺实现了钠冷快堆堆内构件用TP316H不锈钢无缝管的国产化,并检验了产品表面质量及尺寸、化学成分、金相组织、室温-650℃的拉伸性能、室温冲击及硬度、高温持久性能等。结果表明:该TP316H不锈钢无缝管表面质量良好,尺寸精度高;化学成分完全可控,纵向平均晶粒度约为5.5级,非金属夹杂物级别极低,铁素体含量为0,钢质纯净;室温及高温力学性能优异,耐晶间腐蚀性能优良,完全满足钠冷快堆堆内构件的工况运行要求。

钠冷快堆新组件装载机控制系统设计

新组件装载机是钠冷快堆新组件工艺运输系统中的关键设备,主要实现组件的抓取、插入及转移工作。为了实现高效、精确地抓取和释放组件,根据设备控制要求设计了一套主要由西门子PLC及数字交流伺服控制器组成的半闭环交流伺服控制系统,其主要功能是对装载机执行机构进行驱动控制、设备内外部联锁保护、各种信息的显示和存储以及报警等,最终实现组件的抓取、转移和释放。

基于长短期记忆网络的钠冷快堆蒸汽发生器钠-水反应噪声探测技术研究

钠冷快堆蒸汽发生器传热管路泄漏导致的钠-水反应具有初期不易识别且发展迅速的特点,针对上述现象,提出了一种基于长短期记忆网络(Long Short-Term Memory,LSTM)的蒸汽发生器小泄漏信号识别检测方法,以试验台架最大背景噪声工况下泄漏信号观测数据作为输入,建立钠-水反应分类模型,实现强背景噪声运行工况下小泄漏信号识别,实验结果表明,提出的基于LSTM算法的分类模型具有极高的判断准确率,将所提出方法与其他分类方法进行对比,所提出的方法泄漏判断的准确率及可靠性更好,验证了上述基于LSTM算法的蒸汽发生器钠-水反应泄漏判断方法在强背景噪声工况下进行小泄漏探测的可行性和有效性。

基于钠冷快堆的超临界二氧化碳双透平发电系统

超临界二氧化碳布雷顿循环发电系统具有效率高、对管道腐蚀速率低、可降低电力成本等优点,被认为是钠冷快堆的理想动力转换系统。但也有不足之处,其系统正常运行时的压力较高,导致中间热交换器两侧压差大,极大地降低了安全性,限制了实际应用,因此本研究在原有系统的基础上进行改进,建立双透平发电循环,目的是在保持高循环效率的同时降低换热器冷流体侧工作压力。本研究对比了相同热功率下不同循环应用双透平发电系统的变化,并对影响效率的具体因素进行了敏感性分析。结果表明,再压缩循环最适配于钠冷快堆双透平发电系统,循环效率最高可达42.99%,其对主压缩机入口参数敏感度最高,其次是分流比和透平入口参数,而对透平分配比的敏感度最低。

钠冷快堆制氢工艺及经济性研究

“双碳”目标下,氢能将成为未来能源体系的重要组成部分。钠冷快堆具有反应堆出口温度高、热效率高等优点,可同时提供大规模制氢所需的电力和热能。本文对钠冷快堆匹配制氢工艺进行研究,研究显示在零碳排放目标下匹配的制氢工艺为铜-氯热化学循环制氢与常规电解制氢。利用国际原子能机构开发的制氢经济评价程序HEEP对百万千瓦快堆(CFR1000)耦合常规电解、热化学循环制氢成本进行了经济性分析,并基于GIF开发的四代堆经济评价软件G4-ECONS V3.0校核验证。计算结果显示,CFR1000耦合常规电解制氢成本为3.05美元/kg,耦合热化学循环热电联产的制氢成本为4.83美元/kg。钠冷快堆投资比将随着未来规模化建造后逐渐降低,利用钠冷快堆制氢具有广阔的应用前景。

钠冷快堆工程数字化建造技术

一、成果研究背景快中子反应堆(简称快堆),作为世界上第四代先进核能系统的首选堆型,代表了第四代核能的发展方向,其形成的核燃料闭合式循环,可使铀资源利用率提高至60%以上,也可使核废料产生量得到最大程度降低,实现放射性废物最小化。国际社会普遍认为,发展和推广快堆,可以从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。

俄BN-1200M钠冷快堆建设项目获得环境许可

【英国《国际核工程》网站2024年5月21日报道】别洛雅尔斯克核电厂已于近日收到俄罗斯联邦自然资源监管局(Rosprirodnadzor)对该电厂5号机组建设项目的肯定意见。该机组将采用BN-1200M钠冷快堆设计,是该设计的首堆。自然资源监管局称,调查结果显示该项目“对环境没有显著影响”,符合相关法规要求。该肯定意见将包含在提交给俄联邦环境、技术和核监督局(Rostekhnadzor)的文件中,后者将决定是否为该机组颁发建设许可证。

斯特林发动机在钠冷快堆核电源上的应用控制策略

针对钠冷快堆液钠供热与斯特林发动机做功之间的时间迟滞问题,以及运行中的管壁温度不低于250℃、出口液钠温度不高于420℃的控制要求,通过分析斯特林发动机控制模型,提出在启动时采用分段速过渡过程控制策略。在运行发电时先建立钠冷快堆液钠流量与斯特林发动机工质压力关系识别控制模型,进一步使用微分提前补偿控制策略;在停车时先降低斯特林发动机转速,采用定时定量策略控制斯特林发动机工质压力后再进一步控制转速降低至零。试验结果表明,控制策略方法可实现钠冷快堆核电源斯特林发动机热电转换模块的安全运行,且发电效率达到24.5%,与理论值基本一致,该控制策略具有一定的实用性,有利于斯特林发动机在核能领域的推广使用。

钠冷快堆严重事故与缓解措施概论

钠冷快堆严重事故会形成熔融燃料池,引入巨大的正反应性,引起功率激增及安全壳破损,威胁反应堆安全性。对钠冷快堆严重事故进行分析,列举了典型的缓解措施,以避免熔融燃料池的形成,通过一系列实验与数值模拟进行验证。结果表明:熔融燃料可以通过设置的内管排出到堆芯之外,避免大型燃料池的形成,缓解事故进程。