超临界水冷堆国内外研发现状与趋势

从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。

混合能谱超临界水堆堆芯设计分析

提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值。此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性。所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足。

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15s,压力容器上部水空间容积大于27m3,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。

环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆(SCWR)的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明:制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明:传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er2O3作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。

采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。

燃料组件边角栅元偏离泡核沸腾比分析

燃料组件边角栅元的阻力系数大于典型栅元和冷壁栅元。本文基于标准子通道模型,通过调整子通道模拟区域的位置,修改了通道、燃料棒以及格架阻力等相关参数,直接模拟燃料组件边角栅元的综合效应,进行偏离泡核沸腾比(Departure from Nuclear Boiling Ratio,简称DNBR)分析。分析结果表明:边角栅元的偏离泡核沸腾比能被典型和冷壁栅元的计算结果所包络。本文同时对燃料组件间隙和边角栅元的偏离泡核沸腾比的影响进行了进一步分析。

我国重点发展的先进堆型——快中子增殖堆

我国核电在起步阶段选定了压水堆作为第一代核电站堆型。但是压水堆的铀资源利用率低(不超过1.5%),要消耗大量天然铀资源。因此,作为第二代核电站堆型的快中子增殖堆(快堆)便提到日程上来,目的是为在下世纪初铀资源短缺时接替退役的压水堆,使天然铀中98.5%未能燃烧的部分,得到充分利用。

混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的.

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。

铝叶片铬酸阳极化后封闭产生缺陷分析

本文主要阐述了铝叶片铬酸阳极化封闭后在氧化膜表面产生了缺陷,通过严格控制封闭溶液温度、时间、PH值、水质、杂质含量等措施,获得了理想的满足技术要求的铬酸阳极化表面。

超临界水冷快堆增殖因子敏感性初步研究

从长远观点来看,超临界水冷快堆(SCFWR)的增殖性能是一个重要问题,由于超临界水堆中冷却剂密度仅相当于当前沸水堆(BWR)的1/3,加之稠密性栅格布置,SCFWR具有增殖的潜力。为了探究SCFWR的增殖性问题,利用基于多群三维细网有限差分中子扩散方程的堆芯核计算方法,设计不同的算例,分别计算了堆芯冷却剂流型、不锈钢和ZrH1.7的利用、堆型布置、棒径大小、MOX燃料中PuO2的份额、堆芯燃耗深度及堆芯尺寸等因素对SCFWR增殖性能的影响。计算结果表明,增大堆芯转换比的途径有:采用对流式流型、加入ZrH1.7层、采用合适的堆芯布置、增加棒径、提高MOX燃料中PuO2的份额及增大堆芯尺寸而减少中子泄漏等。从而为提高SCFWR的转换比提供了可参考的依据路线。

喷口镀银工艺实践

本文介绍了某喷口镀银过程中经常出现的问题,通过设计合理的工装结构、吊挂方式、优化镀银工艺参数等手段,解决了喷口镀银过程中镀层易起泡或不能全部镀上、零件一次交检合格率低、生产周期长等问题,缩短了生产周期,降低了成本。

Flashing and flashing coupled density wave oscillation in natural circulation system

ＦｌａｓｈｉｎｇａｎｄｆｌａｓｈｉｎｇｃｏｕｐｌｅｄｄｅｎｓｉｔｙｗａｖｅｏｓｃｉｌａｔｉｏｎｉｎｎａｔｕｒａｌｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎｓｙｓｔｅｍＪｉａｎｇＳｈｅｎｇＹａｏ，ＷｕＸｉｎＸｉｎ，ＷｕＳｈａｏＲｏｎｇ，ＢｏＪｉｎＨａｉ，Ｚｈａｎ...

华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

中温导热姆热管的启动特性及工作极限研究

基于大型核电厂高温回路以及新型核反应堆对中温热管及热管换热器非能动系统的需求,以及促进中温热管在工业领域中品位温区的传热节能应用,通过实验测试温度响应的方法开展了基于导热姆A工质的中温热管的启动特性和工作极限研究。启动实验结果显示中温导热姆热管的启动温度在200℃左右,而在250℃前能够实现热管完全启动成功。极限实验结果证明了中温导热姆热管的工作极限温度是497℃;当其冷凝段冷却能力足够时,中温导热姆热管的稳定运行温度可以超过400℃。

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。