反应堆舱室屏蔽冷却水系统换热性能的数值模拟研究

以某高温气冷堆项目的屏蔽冷却水系统为研究对象,采用Fluent软件对笼式和扩展板式2种管道布置方案进行了数值模拟计算,分析了保温材料的导热系数、保温层厚度、扩展板竖向间距和高度对混凝土壁面温度的影响。研究结果表明:保温材料导热系数的降低和保温层厚度的增加有利于降低混凝土壁面的最高温度,且扩展板管道布置方案对混凝土壁面的冷却效果优于笼式方案;通过降低扩展板的间距可以加强混凝土壁面的散热效果,但扩展板高度的变化对评价指标没有明显的积极作用。

高温气冷堆烟羽应急计划区的计算分析

该文介绍了我国关于核电厂应急计划区及其范围计算的基本要求。针对高温气冷堆的特点,选取了国内不同地区的典型气象条件,结合高温气冷堆的事故源项进行了后果评价和应急计划区的计算。计算结果表明,现有高温气冷堆的模块化设计具有高安全性,低事故放射性后果特点,综合不同气象条件,其包络的烟羽应急计划区范围为150m,在考虑2倍安全系数时,其烟羽应急计划区范围为200m。

基于CFD的气冷微堆堆芯与非能动余热排出系统一体化数值分析

为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

基于COMSOL Multiphysics的中子扩散问题求解以及气冷微堆应用分析

基于三维有限元程序COMSOL Multiphysics的“系数形式偏微分方程接口”开发了中子扩散方程的求解模型,利用COMSOL Multiphysics的特征值和瞬态求解器分别对稳态和瞬态中子扩散方程进行了求解。通过与二维的2D-TWIGL基准题(包括稳态和瞬态工况)以及三维的3D IAEA PWR基准题的计算结果进行对比,验证了所开发中子扩散方程求解模型的正确性。针对气冷微堆堆芯进行建模,采用蒙特卡罗程序RMC生成双群和25群的群常数,利用该中子扩散求解模型开展了气冷微堆堆芯临界计算,结果分别与连续能量和多群蒙特卡罗计算参考值进行对比。结果表明:得到的有效增殖因数以及三维功率分布总体上能与对应的多群蒙特卡罗参考值较好吻合。与连续能量蒙特卡罗参考值相比,采用25能群的结果较双群划分方式更为准确。对于气冷微堆堆型,能群结构划分方式对结果精度的影响显著。采用精细能群划分能改善计算精度,但会使得求解所需资源和时间大幅上升。

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型,设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案,研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性,并初步分析了氙震荡。研究结果表明,该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计;径向功率分布均匀,轴向功率分段呈凹曲线形式;中子通量密度水平较低;中子能谱受温度影响较大,受燃耗影响较小;温度系数受燃耗、温度影响显著,燃料、活性区石墨系数为负值,反射层石墨系数为小的正值,堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小,满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。

中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析

对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。

世界核电发展趋势与高温气冷堆

核能的发展面临经济竞争力、核安全、核废物的最终处置及防止核武器材料扩散的挑战。为改善公众的可接受性 ,核电厂的安全性进一步改进。电力市场体制的非管制化改革加剧了电力技术的竞争。环境保护意识增强使核废物的处置倍受关注。 80年代中期以来发展的先进轻水堆核电厂如ABWR ,System 80 +,EPR ,AP60 0等是今后一段时期内商用核电的主力堆型。进入 2 0 0 0年之际 ,美国能源部正在规划发展第四代先进核能系统 ,目标是在 2 0 2 0年或之前 ,向市场提供经过验证的成熟的第四代核电厂技术 ,以替代美国退役的核电容量。球床高温气冷堆被认为是第四代先进核能系统的优选技术。南非ESKOM电力公司选择了球床高温气冷堆作为今后核电发展的堆型。清华大学承担设计和建设的 10MW高温气冷实验堆计划在 2 0 0 0年内临界。通过10MW高温气冷堆的建造 ,我国已形成了高温气冷堆技术的自主知识产权 ,初步具备了自主设计。

高温气冷堆回热循环及透平机组的初步研究

结合了模块式高温气冷堆与气体透平循环技术的高温堆气体透平循环是核电领域中的全新概念,为提高核电的安全性和经济性提供了新的思路,具有很强的竞争优势。其中,高温气冷堆回热循环是该方案的主流。在高温堆回热循环方案中,氦气透平机组的工作介质为氦气,其物性与空气有很大的不同,因此,氦气透平与燃气透平在热力参数、气动参数、尺寸、级数等方面有着较大的差别。本研究对回热循环以及氦气透平进行了初步分析,并通过与燃气透平的比较,揭示了回热循环与氦气透平的一些基本设计特点。

核能制氢与高温气冷堆

氢是环境友好的能源载体,利用核能制氢引起了广泛的研究兴趣。本文对核能制氢的工艺,包括甲烷蒸气重整、高温电解和热化学循环进行了综述;提出了制氢过程对反应堆的要求,并介绍了高温气冷堆用于核能制氢的优势。

HTR-10-MW高温气冷实验堆换料方式的研究

研究了10MW高温气冷实验堆中1次和多次(5次)通过的两种换料方式。在燃料的充分利用和功率展平等方面,多次通过都优于1次通过。并对多次通过换料方式作了进一步的平衡态参数和失冷失压事故分析,表明多次通过能较好地满足规范的要求。

高温气冷堆联合循环技术潜力研究

模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着重从今后10～20年技术潜力的角度研究高温气冷堆联合循环技术,并给出各种堆芯出口温度条件下的循环方案。例如,堆芯出口温度为1050℃,循环效率可达51.4%。

高温气冷堆在我国的发展综述

高温气冷堆采用全陶瓷型包覆颗粒燃料元件,以石墨为慢化剂和堆芯结构材料,以氦气为冷却剂。高温气冷堆主要特点是具有固有安全性,经济性好,发电效率高,工艺热应用广泛,如可核能制氢等。国际核能界通过几种先进堆型的综合评估,认为高温气冷堆很有潜力成为第四代核能系统的优先发展堆型之一。本文简要介绍了高温气冷堆的主要技术特性,综述了高温气冷堆在我国的发展情况。在国家的大力支持和有关部门的有力领导下,我国高温气冷堆的产业化进程将不断向前推进。

高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型

高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有的几个主要模型的基本假设,计算原理和特点,通过对比几个模型的优缺点,提出今后研究的方向。

高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层的研究进展

高温气冷堆包覆燃料颗粒关键涂层为SiC涂层,随着高温气冷堆提升功率和向超高温气冷堆发展的趋势,SiC涂层已不能满足包覆燃料颗粒性能要求。ZrC材料具有优良的组织和性能,作为一种最具潜力的包覆颗粒涂层材料,其研究和应用逐渐得到重视和发展。本文介绍了高温气冷堆包覆燃料颗粒ZrC涂层的研究背景、晶体性质、制备方法、组织结构和性能特征。指出了ZrC涂层研究中的现存问题,并预言了进一步的发展趋势。

HTR－10小盘管螺旋管圈高压汽水两相流动摩擦阻力特性的研究

在压力ｐ＝４－１４ＭＰａ，质量流密度Ｇ＝４００－２０００ｋｇ／ｍ２·ｓ，内壁热流密度ｑ＝０－７５０ｋｗ／ｍ２的参数范围内，进行了螺旋管内高压汽水两相流动磨擦阻力的试验研究。螺旋管分水平放置和垂直放置；有电加热和绝热两种；管内径是１２ｍｍ和１０ｍｍ，螺旋直径均为１１５ｍｍ。另外还有一受热水平直管用来进行比较。通过理论分析和试验数据回归得到了一个经验关系式，用来计算水平或垂直放置的螺旋管内的汽水两相磨擦阻力。

高温气冷堆包覆燃料颗粒──疏松热解炭层包覆工艺研究

疏松热解炭层是高温气冷堆包覆燃料颗粒的主要组成部份，本文介绍了疏松热解炭层对高温气冷堆技术研究和发展的贡献，它在包覆燃料颗粒中的功能及对它的要求，密度低于５０％理论密度的疏松热解炭层的包覆工艺研究和结果。

用全胶凝工艺控制UO_2微球的质量

全胶凝工艺已经发展成为制造１０ＭＷ高温气冷堆燃料芯核，ＵＯ２微球的优选工艺；本文通过批量试验和工艺参数的控制，实现产品质量和产率的控制。批量试验结果表明：藉助于分散频率和胶凝条件的控制，实现了微球尺寸和球形的控制：藉助于烧结参数，其中包括氢气氛、温度和时间等的控制，能够实现微球密度和Ｏ／Ｕ比的控制。在批量试验中微球产品的产率达到９０％。

二维双区球流运动唯象方法的数值模拟

为研究燃料球和慢化球呈双区分布的球床式高温气冷堆球流运动的规律,以二维双区球流运动实验台架为参照,采用离散单元法(DEM)进行数值模拟。从唯象的角度对模拟结果进行分析,研究了双区分布的形成过程、中心区、交混区与滞留区以及速度分布等问题。模拟结果表明:在当前模拟条件下,可形成稳定的中心区,中心区与环形区之间存在交混区,且存在滞留区。本体内越靠近底部卸料口,竖直方向速度分布越不均匀,水平方向的扩散越来越大。

10MW高温气冷堆燃料装卸系统燃料元件探测器的研制

介绍了球床堆用燃料元件探测器的基本原理和实现方法［１，２］。它以感应线圈为敏感元件，以８０３１单片机为处理核心，实现对燃料元件的探测。电桥载波频率为３０ＫＨｚ。

10MW高温堆气体透平方案初探

讨论了 10MW高温气冷实验堆 (HTR 10 )气体透平总体方案设计中应考虑的主要因素。根据HTR 10及一期工程的特点 ,介绍了HTR 10可能的气体透平方案 ,初步探讨了直接循环和间接循环的特点。对一种可能的间接循环方案进行了总体设计方案的初步研究。该方案能够比较全面地研究氦气透平的特性 ,同时与HTR