从气冷反应堆发展历史看核能技术路线的战略选择

气冷堆作为核反应堆技术中发展最早的堆型,从1942年12月建成的世界第一座核反应堆,到当前广受关注的模块式高温气冷堆,其发展历程反映出世界各国核能技术发展的路径和规律。通过梳理气冷堆技术发展史可以透视各国核能技术的战略性选择。我国从投产第一座核电站至今尚未建成统一的自主化核电技术体系。究其原因,除了资金和技术因素外,更重要的是缺乏明确的核电政策和长远的核电规划。我国核能未来发展应结合21世纪能源战略的调整,采取逆向发展和择优跟踪的战略,以确保我国核能事业进入新的发展时期。

直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

基于Matlab/simulink程序,针对小型直接布雷顿循环反应堆系统,通过模块化思想建立该系统数学物理模型,开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动,模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行,得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明,系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理,能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。

空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。

HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样研究

高温气冷堆(HTGR)因其产生高温氦气的能力及其固有的安全特性而特别具有吸引力。确认了反应堆特性和反应堆性能,描述了HTTR高温试验运行的结果,并对反应堆运行进行了监测,以证明运行的安全性和稳定性。同时,研究了HTGR高温氦取样回路(HTHSL)在蒸汽发生器(SG)中的输运(沉积)行为和固体裂变产物总量分别设计。通过基于热工水力学分析的优化设计和仿真,沉积取样装置(DSD)的3套管结构能够实现均匀的全程温度控制。在相应模拟的基础上,改进了HTGR高温气冷反应堆的高温氦气取样回路,可用于SG高温氦中重要核的取样。这些方案为获得高温氦源项提供了有效的解决方法,为高温气冷堆源项的分析提供了更深入的认识。

世界首台高温气冷反应堆将建成

2017年8月31日，由科技部、国家能源局共同组织的国家科技重大专项——大型先进压水堆和高温气冷堆新闻发布会在北京举行。在国家重大科技专项支持下，我国第四代核反应堆，即高温气冷堆的成功研究。被称为“不会熔毁的反应堆”。即将在山东荣成建成，该反应堆将成为世界首台高温气冷反应堆，赢得了国际同行的高度赞赏。

我国自行研制的高温气冷反应堆正加紧建设

本刊讯 国家“863”计划的重大项目──由清华大学核能技术设计研究院负责设计和建造的我国首座高温气冷反应堆,日前建设进展顺利,设备的安装调试正在进行中,计划将在明年建成并投入使用。 高温气冷反应堆与目前我国秦山、大亚湾核电站的压水堆不同,它是一种固有安全性好的先进反应堆堆型,发电效率可达45％左右,在我国长远能源系统中具有广阔的应用前景。这种反应堆是唯一能提供高温核工业热的核能源,它能产出950℃以上的高温,可广泛应用于发电、供热、稠油热采、煤炭气化液化等。由于高温气冷反应堆具有在事故情况下能自动停堆,剩余发热可以非能动地排除到堆外等一系列安全保障特点,它可建在工业区内或人口稠密的城市附近,以便更有效地服务于社会生产和人民生活。

高温气冷反应堆核电站紧凑型热交换设备的设计和研究

美国280MW的Mojave槽式光热电站于12月1日正式投运，Abengoa公司开发的Mojave槽式光热电站正式并网实现商业化运行，该项目位于洛杉矾东北方向100英里，装机280MW，净装机为250MW，年发电量可满足9万普通家庭的日常用电需求，年减排二氧化碳达35万吨。该项目采用常规的导热油槽式技术，且未配置储热系统。此前投运的Solana光热电站装机也为280MW，位于亚利桑那州，储热时长达6h。对这两个电站的实际运行效果进行对比可为储热经济性研究提供蓝本。

高温气冷反应堆核电站紧凑型热交换设备的设计和研究

据《Теплоэнергетика》2013年7月刊报道,核电站的建造最优先考虑发电的高效率（约50%）。在这方面,配备氦气轮机装置和氦气载热介质高温反应堆的核装置很有前途。机械制造设计局的专家对高温气冷反应堆核电站紧凑型热交换设备进行了成功的设计和详细的研究。将高温气冷反应堆和氦气轮机装置一起组成一回路的核电站设计必须以利用氦气循环高效的热交换设备为先决条件。提供了最佳热交换表面选择的分析和计算-试验研究的结果。并分析研究了回热器、端部冷却器和中间冷却器构造、形式及特点。

美国核电站的发展趋势与组合式高温气冷核反应堆

一、美国核电站的发展趋势目前,美国已运行的核电站共有90座,在建的核电站有39座,其中大部分将于近两三年投入运行。核电站主要采用轻水型核反应堆,包括西屋公司(Westing house)生产的压水堆(PWR),占电站总数的50％以上;

高温气冷堆氢电联产核电厂的协调控制研究

利用核能的氢电联产近年来越来越受到关注。模块式高温气冷反应堆(MHTGR)是一种具有固有安全性优势的小型模块化反应堆。其核蒸汽供应系统可以提供约570℃的高温蒸汽。提出了氢电联产核电厂的协调控制方案。采用了六个高温气冷堆核蒸汽供应模块与甲烷蒸汽重整相结合的方案,根据质量和能量守恒建立系统模型,并通过Simulink平台上的仿真案例验证系统的控制策略。在满功率运行时,氢电联产核电厂产氢率为6.99 t/h,发电量为529.7 MW。通过稳态验证和引入扰动时的暂态仿真,证明了核电厂在不同功率水平和暂态状态下的运行稳定性。所提控制方案为进一步研究包含核电厂、制氢系统和间歇性可再生能源的混合能源系统的发展奠定了基础。

下一代核反应堆技术研究开发动向

若干年来,几个核电工业发达国家的科技界就致力于研究开发下一代核反应堆。三哩岛和切尔诸贝利核电站事故后,更加推动了“简化、便宜和安全”的核反应堆的研究和开发。这种下一代核反应堆不论从安全上或经济上考虑都是颇有吸引力的。目前,至少有以下几种下一代新型核反应堆在开发研究之中:

世界首台“不会熔毁的反应堆”将在山东荣成建成

8月31日，由科技部、国家能源局共同组织的国家科技重大专项——大型先进压水堆和高温气冷堆新闻发布会在北京举行．在国家重大科技专项支持下，我国第四代核反应堆，即高温气冷堆的成功研究，被称为”不会熔毁的反应堆”，即将在山东荣成建成．该反应堆将成为世界首台高温气冷反应堆，赢得了国际同行的高度赞赏．

美瞬态反应堆实验设施成功完成首次核燃料试验

【美国爱达荷国家实验室网站2018年9月18日报道】美国能源部(DOE)爱达荷国家实验室(INL)近日宣布,瞬态反应堆实验设施(TREAT)已完成恢复运行后的首次燃料试验。TREAT是一座结构简单、自约束的气冷反应堆,稳态运行功率为100kWt,峰值瞬态功率可达19GWt。利用该设施,可在假定的反应堆极端事故工况下对燃料组件进行实时监测,研究人员因此能够为反应堆中的燃料和材料设定适当的安全限值。该堆于1959年2月投运,1994年4月停运。

高温气冷堆用石墨的发展

本文叙述了高温气冷堆用石墨的发展。英国最初研制的Gilsocoke—based石墨,优越的抗辐照性能给人启发。只有制造各向同性或近各向同性石墨才能满足大型高温气冷反应堆的建造要求。此后美国、西德、日生诸国依据各自的资源和工艺基础发展了各自的高温气冷堆用石墨。在发展中改进工艺固然重要,但更重要的是使用各向同性较好的填充焦。解决途径一是利用天然的近各向同性焦,二是利用沥青焦等原料改制成各向同性轻好的“二次焦”。作者认为依据我国资源及工艺基础采用后一条途境是现实的。

高温气冷堆(HTR-10)用多级给水泵的三维造型与CFD分析

本文应用三维实体造型软件对10MW高温气冷核反应堆(HTR-10)中13级给水泵的全部过水流道进行了实体化造型,在此基础上进行了CFD(计算流体动力学)分析。数值模拟基于N-S方程、RNGκ-ε湍流模型和SIMPLEC算法,对给水泵全流道进行了三维紊流场计算,得出该泵全流道三维可视化流场特征和可以预测泵外特性的进出口截面总压分布云图。数值计算的结果为反应堆二次侧给水泵运行参数变化提供了预测与分析手段。实体造型和CFD分析可为研发新产品、提升产品制造理念、优化产品设计、提高新产品开发的成功率提供经济快捷而可靠的手段。

高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨

通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动特性研究

为探究可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动特性,以得出稳定安全的反应性控制方法。本文提出了2类7种不同的可燃毒物布置模型,通过研究不同可燃毒物装载下组件的反应性变化,针对不同布置得出了通过调节可燃毒物消耗速度的反应性控制方法:①通过混合棒的聚集排布;②在一定的排布形式以及装载量下可以通过调节H配比,可以很好地实现反应性控制,如采用10B丰度为3%的B4C可燃毒物装载,H配比为17.5时,反应性波动仅为2600pcm(1pcm=10^(−5))。得到了可燃毒物对超临界二氧化碳反应堆组件反应性扰动影响规律,提出了反应性控制方法。

高温气冷核反应堆变负荷过程的非线性模型预测控制

HTR-PM作为采用高温气冷堆以及"两堆带一机"特殊结构的新型核电站系统,其本身具有强耦合、非线性等复杂特性:HTR-PM自身的参数在运行过程中也会随负荷的变化而变化,动态特性发生很大的偏移。本文提出了一种适用于HTR-PM变负荷过程的非线性预测控制策略,基于操作轨迹LPV模型的辨识方法,克服了HTR-PM耦合、非线性及参数时变等问题。仿真结果表明,本文提出的方法能提高HTR-PM变负荷过程中的运行平稳性,各项控制指标均高于控制要求,明显优于线性模型预测控制方法。