基于SANA实验的三维热工分析程序计算验证

为解决传统二维热工分析程序在计算球床式高温气冷堆非对称几何结构、轴向非均匀加热等工况时结果误差大的问题,实现更加准确精细的反应堆热工水力分析,本文基于二维热工分析软件DAYU2D,建立了三维热传导和对流模型,开发了适用于球床式高温气冷堆的三维热工分析程序DAYU3D。利用DAYU3D程序,针对SANA基准实验的对称及非对称加热工况进行了模拟,并与实验结果进行了对比分析。计算结果表明:相比于二维程序,DAYU3D对于SANA实验的三维非对称工况的模拟与实验结果符合更好,因此更加适用于球床式高温气冷堆的三维热工特性分析。

现象识别与分级表在高温气冷堆程序验证中的应用

按照我国核安全法规的要求,应用于高温气冷堆(HTGR)事故分析的计算机程序,必须经充分验证。对于程序的验证,美国核管理委员会(NRC)在其发布的管理导则中推荐了一套通用的流程,该流程的一重要步骤就是现象识别与分级表(PIRT)的建立。本文回顾了PIRT方法的发展历程,介绍了NRC开发的九步法PIRT过程,对PIRT方法在HTGR程序验证中的应用进行了初步探讨。PIRT方法对程序的开发、评估和应用具有指导作用,因而是HTGR程序验证工作的前提步骤。九步法PIRT过程具有通用性和先进性,该方法完全适用于我国HTGR的PIRT工作。

HTR-10一回路流量变化试验的模拟

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第一座高温气冷堆。一回路流量变化试验是HTR-10的三个动态特性试验之一,该试验不仅证明了反应堆的功率自调节性能,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对一回路流量变化试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。关于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明程序能够满意地再现HTR-10在该试验中的动态特性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。

HTR-10主氦风机停止试验的模拟

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是我国第1座模块式高温气冷堆。主氦风机停止试验是HTR-10的调试试验之一,该试验不仅证明了丧失强迫循环冷却时反应堆的安全性,也为系统分析程序的验证提供了实测数据。基于实际的试验工况,利用THERMIX程序对主氦风机停止试验进行了模拟,分析了反应堆主要参数的变化。对于反应堆功率,计算结果与试验结果符合得很好,证明了程序的正确性、合理性和适用性。试验过程中,燃料元件中心最高温度始终低于1 230℃的温度限值。

10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查

10 MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)是我国第一座模块式高温气冷堆,由清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)设计。按照我国核安全法规的要求,并经过国家核安全局的批准,核研院于2012年开始对10 MW高温气冷实验堆进行定期安全审查(简称PSR),安全分析是本次审查的重点安全要素之一。本文对安全分析要素审查的主要内容作了概述,并给出了核研院对本次审查的内部评价。

小型化气冷球床堆方案设计与应用研究

商用核电站的大规模建造和并网,缓解了我国电力供应和环境污染等问题,但很难满足孤立岛屿、小型基地、航天推进等潜在的应用环境。因此,须发展不同功率范围的小型化、可移动式核反应堆系统,以适应未来电力市场和动力装置对核能的需求。考虑到球床堆具有出口温度高、安全性好等特点,设计了一个基于闭式布雷顿循环、热功率为5 MW的核反应堆系统,给出了总体设计参数和反应堆部分的物理、热工特性。结果表明,该系统的能量转换效率约为35.2%,可达到6.14kg/kWe的比重量。反应堆寿期初和寿期末的剩余反应性分别为4.88$和2.28$,满足10a设计寿命的燃耗要求。反应堆进、出口温度分别为868.7K和1 295.8K,额定功率下燃料最高温度为1 576K,低于设计温度限值1 600K。

现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性分析

我国正在推进高温气冷堆核动力厂法规体系的建设,《高温气冷堆核动力厂安全评价与验证》是拟编制的核安全导则之一。本文回顾了轻水堆核动力厂相关法规的发展与现状,理清了安全评价、安全分析、独立验证等术语的定义,明确了它们在整个设计过程中的关系,对现有法规在高温气冷堆核动力厂安全评价与独立验证中的适用性进行了分析,为拟编制的导则提供了参考。

核电与可再生能源未来的协调发展分析

在人类共同面对全球气候变化的大背景下,能源的清洁低碳转型成为趋势,核电与可再生能源也迎来了良好的发展机会。国家发展和改革委员会能源研究所预测,到2050年,可再生能源将占据我国一次能源消费总量的60%。中国工程院在《新形势下我国核电发展的建议》报告中预计,2050年核电将占据我国一次能源供给量的15%。因此,核电和高比例可再生能源处于同一个电力系统中是未来的发展趋势。本文在《巴黎协定》框架和我国生态文明建设的背景下,分析了我国电力系统的现状和发展趋势,论述了核电与可再生能源在我国电力系统中的地位和作用,并对未来核电与可再生能源的协调发展提出了建议。

中国核电和其他电力技术环境影响综合评价

核电是清洁的低碳能源,是实现我国2060年“碳中和”目标的重要技术选择,其放射性排放也是公众关注的焦点。该文通过构建统一的评价边界,采用生命周期评价(life cycle assessment,LCA)方法,分环节定量测算了核电与其他发电技术的单位发电量二氧化碳排放;并基于文献调研,分析和估算了单位发电量的大气污染物(SO_(2)、NO_(x)和PM_(2.5))和放射性排放;最后对不同发电方式的二氧化碳、大气污染物和放射性排放的环境影响进行综合评价。研究表明,核电和可再生能源发电可以使单位发电量碳排放降低90%以上,并大幅度减少大气污染物排放,而核电对公众的放射性影响与煤电相当,或低于煤电。因此,应大力加强核电的公众可接受性的科普教育,制定持续稳定的核能中长期发展战略,推动电力系统清洁低碳转型。

球床高温堆钍-铀混合氧化物装载方案中子学与事故分析

根据钍-铀混合氧化物燃料在高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)框架下的中子学与瞬态事故特性,基于铀原子份额和燃料碳/重金属比例2种参数的参数分析,寻找混合氧化物(MOX)装载的优化方案。分析结果表明,随着碳/重金属比例的减小,单位产能对应的天然铀需求量降低,同时以失冷失压事故后燃料温度为代表的安全特性参数都逐渐恶化;最优化方案相比于HTR-PM实际燃料装载方案,可节省约8.5%的U3O8需求量[~20 kg/(GW·d)];同时混合氧化物方案对钍燃料的利用率很低,仅为6%左右,必须进一步探索提高钍燃料在线利用率的途径。