基于核能低温供热堆调节特性的基本热负荷确定方法研究

基于低温供热堆季节性功率调节幅度分析,推导了低温供热堆基本热负荷系数与功率调节幅度及供热负荷的函数关系,并给出了我国严寒和寒冷地区以供暖为主的低温供热堆系统基本热负荷系数范围。通过与俄罗斯(含苏联)建设的低温供热堆核能供热站设计数据对比,检验了该基本热负荷系数范围的合理性,即在功率调节幅度为10%的条件下,以供暖为主的低温供热堆基本热负荷系数严寒地区可取0.30~0.45,寒冷地区可取0.45~0.60。以严寒地区某核能供热系统为例,计算了低温供热堆的设备容量、调峰热源容量并分析了非供暖期提高核能利用率的设计方案。

泳池式低温供热堆数字化保护系统设计研究

保护系统是核电厂最重要的系统之一,在设计基准事故发生期间和发生之后用来完成反应堆紧急停堆、堆芯冷却和余热导出功能,对确保核电厂的安全起着至关重要的作用。随着计算机技术的快速发展,当前新建或者改造中的核电厂保护系统多采用数字化技术。本文基于核安全法规、核安全导则及标准中的相关设计准则,并结合泳池式低温供热堆特点及核电厂保护系统数字化产品现状,研究并提出了适用于泳池式低温供热堆的保护系统设计方案。该方案具有可靠性高,系统架构简单,经济性高等特点。

泳池式低温供热堆技术进展

2017年底,泳池式低温供热堆“燕龙”型号发布之后,受到各级部门及社会各界的广泛关注。然而至今示范工程仍未“落地”,究其原因主要是:经济性、公众接受度和厂址适应性。针对这三方面问题,从燕龙自身技术特点出发,开展方案设计优化、采用完全非能动余热导出技术、制订适用于燕龙的法规标准及实施验证试验策划,其成果在使固有安全性得到进一步提高的同时,提高了燕龙的技术成熟度,较大幅度提高了示范工程的经济性,有利于后续示范工程项目的“落地”,为“美丽中国、健康中国”战略贡献力量。

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。

低温供热堆换热器的实时仿真研究

根据200 MW低温供热堆换热器的非标准结构特点,在流体以三次叉流自然循环方式冲刷一次侧管束的情况下,建立了合理的数学物理模型.通过编制程序,应用组合的效能 传热单元数法和平均温压法 2 种方法,对各控制体进行了传热特性分析.该程序能准确地计算出换热器两侧的功率、流量、温度耦合变化的相互影响,求得换热器两侧各控制节点的温度变化规律.结果表明:求解非刚性方程的阿当姆斯数值方法的计算速度要快于求解刚性方程的吉尔方法,2种计算方法的误差不超过 5%.证明了阿当姆斯方法更适合低温供热堆的换热器实时仿真.计算仿真为200 MW低温供热堆的设计和安全运行提供了可靠依据.

深水池式低温供热堆堆芯子通道程序改进与计算分析

核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。

低温供热堆断电事故(ATWS)分析

文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。

200MW低温供热堆容积补偿器仿真

建立高精度的容积补偿器仿真模型是实现200MW低温供热堆全系统仿真的重要环节。本工作将容积补偿器内的水区分成波动水区和主水区,由此建立了有别于二区模型的氮气区、主水区和波动水区三区模型。建模时,对氮气区分别按接近真实空间气体变化的多变过程或按容积补偿器阀门打开的等温过程和阀门关闭的绝热过程进行模拟,前者更接近真实空间气体性质的变化过程。选用吉尔方法求解微分方程。计算结果表明:三区模型更精确地描述了容积补偿器的热工水力特性。本研究结果为低温供热堆及其非能动余热排出系统的设计和运行提供了有价值的分析方法。

池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算

自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。

低温供热堆控制棒的棒位优化

经对低温供热堆的部分物理特点分析，提出了控制棒棒位优化。即根据该堆的物理特点，将堆芯内各燃料元件组件在全炉内最大功率的平均值作为优化的目标函数，并通过动态规划的方法，在多阶段的优化过程中得以实现目标函数极小，效果较好。

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明:针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。

200MW低温供热堆盒间流道流动传热数值分析

采用三维CFD软件Phoenics - 3.2 ,计算了 2 0 0MW低温供热堆燃料组件盒间的流场及温场。研究了旁通流量、控制棒提升等因素的影响。在考虑这些因素之后 ,得出了最佳旁通入流方案。

200MW低温供热堆非对称运行数值研究

采用三维的计算流体力学(CFD)程序PHOENICS-3.3模拟了非对称运行条件下200MW低温供热堆内的流场及温度场。堆芯及主换热器使用多孔介质方法加以简化。结果发现,偏环运行时工质在上下腔室完全混合,不会产生偏心现象,模拟的两种运行方式差别不大,故采用两种运行方式都行。

5 MW低温供热堆挤水器作用的数值分析

用三维CFD软件PHOENICS 3 3计算了取消挤水器后5MW低温供热堆(NHR 5)的稳态及非对称运行瞬态工况。分析研究了挤水器的设置在稳态及非对称瞬态工况下对一回路系统的影响。研究结果表明:设立挤水器对对称稳态工况影响不大,对非对称稳态及瞬态工况有较大影响。

低温供热堆选址阶段的环境影响评价与分析

根据低温供热堆选址阶段环境影响评价的要求,结合工程具体设计方案,对低温供热堆在正常运行和事故工况下可能造成的环境影响进行分析、预测与评价,以作为审管当局决策的重要依据。低温供热堆在正常运行状态时,放射性气载流出物在大气中迁移和扩散及对公众的辐射剂量估算采用的是IAEA安全系列19号报告中给出的筛选模式(稀释模式);事故工况下保守考虑全堆熔事故作为选址假想事故,采用USNRC RG1.4中给出的最大可信事故(30d)的大气扩散因子计算方法,估算假想事故各时段的大气扩散因子。正常运行工况下,在半径1km的环形区域内烟囱排放和蒸发池排放叠加的最大个人有效剂量为7.84×10^(-6) Sv/a,小于本工程对公众的剂量约束值0.03mSv/a;事故工况下,两厂址所致公众个人(成人)在整个事故持续时间内厂址边界处(150m)最大个人有效剂量为5.66mSv,甲状腺当量剂量为7.43mSv,均小于《小型压水堆核动力厂安全审评原则(试行)》要求。低温供热堆在正常运行和事故工况下,对周围环境和公众的影响均满足参考的相关标准要求,是可以接受的。

ATHLET程序及其在低温供热堆中的应用

ATHLET程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。它可分析除堆芯熔化事故之外的其他设计基准事故 ,可应用于美欧传统和先进的压水堆和沸水堆 ,原苏联设计的压水堆 (VVER)和石墨水冷堆 (RBMK) ,以及加拿大的CANDU堆等反应堆系统的热工分析。介绍了微机版ATHLET程序 ,并用它对 5MW低温供热堆自然循环稳态运行工况进行了计算 。

400 MW低温供热堆功率调节系统仿真研究

随着日益增长的居民供暖需求,以及对环保的重视,核能供热以其显著减排、供热量大、安全性高的优点,对保护环境、减少污染、缓解燃煤需求等具有积极意义。通过以400 MW低温供热堆一回路中间热交换器为仿真边界,依回路建立各部件的数学模型,基于Matlab/Simulink软件平台建立上述模型的仿真模型。通过设置功率阶跃适应负荷变化,研究低温供热堆控制系统调节能力及一回路负荷跟踪能力。仿真结果表明:低温供热堆一回路功率调节系统跟随负荷变化调节性能良好,控制系统对反应性扰动的响应良好,对于以后设计低温供热堆的运行方式,可考虑负荷运行。

池式低温供热堆非能动余热排出系统单相自然循环流动与传热实验研究

针对池式低温供热堆低压低温的特点,采用H2TS(hierarchical two-tiered scaling)比例分析方法设计了池式低温供热堆非能动余热排出系统的单相自然循环实验系统,并开展了非能动余热排出系统单相自然循环的流动与传热特性的实验研究。研究结果表明,通过H2TS比例分析方法设计的实验系统能达到设计的排热功率,冷热源之间的温差为54℃,此方法适用于低温差下的单相自然循环系统的设计。系统在启动过程中存在流量振荡,随着系统的运行能逐渐稳定。边界温度主要影响系统的换热功率和达到稳定的时间。对于非能动余热排出系统池水换热器管束的这种既不是定热流也不是定壁温边界,采用对流传热温差作为Gr的参数更为合适。根据实验数据拟合得到适用范围为RaD D/L<2.34×10^(4)的管束外自然对流传热关联式,其误差范围在-17%~15%之内。本研究得到的无量纲相似准则集团和实验研究结果可为工程设计提供依据和数据基础。

120MW池式低温供热堆

简介深水池３型（ＤＰＲ－３）供热堆的结构特点、安全性、经济性及辐照应用。

NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性

为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。