Fast Reactor Technology Development in China Status and Prospects

China has decided to speed-up the nuclear power development.It is programmed that the nuclear power capacity will reach 40 GWe in 2020 and envisaged 60 GWe and 240 GWe in 2030 and 2050 respectively.The basic strategy of PWR-FBR matched development with Fast reactor metal fuel closed cycle for a sustainable and quick increasing nuclear energy supply is adopted.Another strategy also decided is that the partitioning and transmutation of MA will be realized using fast burner and ADS.The fast reactor engineering development will be divided into three steps:China Experimental Fast Reactor(CEFR 65 MWt/20 MWe),China Prototype/Demonstration Fast Reactor(CPFR/CDFR ≥ 1 500 MWt/600 MWe)and China Demonstration Fast Breeder Reactor(CDFBR 1 000～1 500 MWe).The CEFR is under installation and pre-operation testing with it's first criticality planned in 2009.The design study of CPFR is just started in 2006.Recently a discussion for the second step is under way to faster the fast reactor development by a larger than 600 MWe CPFR and as a role of CDFR.

CEFR小栅板联箱及其节流件数值模拟

使用流体力学软件CFX对中国实验快堆Ⅰ型小栅板联箱及其节流件进行稳态模拟计算,研究Ⅰ型小栅板联箱及其节流件内压力分布、速度分布。并研究联箱内7个燃料元件管脚入口的流量分配,以及影响管脚进口流量分配的因素,以提高堆芯流量分配的精度。

CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆(CEFR)设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_(eff)、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。

CEFR非对称运行工况的研究

为研究中国实验快堆(CEFR)非对称运行工况,通过快堆系统安全分析程序OASIS及堆芯子通道分析程序COBRA对CEFR单环路运行时堆内的温度以及流量进行了计算。结果表明,CEFR在单环路运行,完好环路一、二次钠泵转速为500r/min,且事故环路一次钠泵逆止阀开启时,堆芯最多开启在14%的功率水平,以确保反应堆处于安全状态。

CEFR堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响

为研究堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响,通过CFD数值模拟软件FLUENT,对中国实验快堆（CEFR）1型小栅板联箱上的7盒组件在22种安装情况下进行三维数值模拟。由计算结果可知,组件在22种布置情况下的流量与设计值的相对偏差为0.41%-2.03%。根据计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配,可为今后CEFR的组件安装方式提供参考。

CEFR流量1区燃料组件管脚流量分配数值模拟

为提高堆芯流量分配的精度,通过CFD数值模拟软件CFX,应用标准k-ε湍流模型及SIMPLE算法对中国实验快堆1型小栅板联箱、节流件及流量1区管脚的流量分配进行三维数值模拟。在已有研究基础上,模拟过程中考虑了材料的壁面效应对压降的影响,使模拟工况更接近实验真实情况。与已有实验结果进行对比时,考虑了重力压降、沿程压降及局部压降,对模拟结果进行了系统误差修正。由计算结果可知:节流件及小栅板联箱的压降计算结果与修正后的水力台架实验结果符合较好。在本文的管脚布置情况下,1、5、6号组件的平均流量比2、3、4、7号组件的平均流量低3.8%。根据模拟计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配情况,可为今后的水力实验提供参考。

数值分析在CEFR堆顶固定屏蔽安装过程中的应用

为解决中国实验快堆(CEFR)堆顶固定屏蔽在施工现场出现的超出预期的变形问题,采用数值方法分析了堆顶固定屏蔽在各种安装工况下的力学响应,并将部分工况的计算结果与安装现场进行的加载试验测量结果进行对比,验证了数值分析的模型和结果的合理性,为确定CEFR堆顶固定屏蔽的安装施工方案提供了参考。

CEFR堆顶固定屏蔽冷却系统流动特性数值研究

堆顶固定屏蔽在中国实验快堆(CEFR)中承担着重要功能,对其进行充分冷却极其重要。本文采用CFD方法对该设备的冷却系统进行了三维数值研究,详细分析了该冷却系统的流动特性和水力学设计,并对设计中的不足提出了优化建议。研究表明,该冷却系统基本可满足要求,但部分环节需要优化。将调节阀尽量均匀布置可改善水平风道流场分布;入口处设置两道通风孔可提高竖直风道内空气流动的均匀性;调节阀开度应适当增加以进一步满足流量分配需求。该研究可为CEFR运行安全和类似冷却系统的设计提供参考。

CEFR 100%额定功率运行汽轮机发电能力分析

中国实验快堆(CEFR)首次100%额定功率发电运行中,实际电功率较设计值相差较多。为判断影响机组实际发电能力的主要原因,以现场采集的运行数据和汽轮机厂商提供的设计资料为基础,进行了相应的计算分析。对汽轮机内效率进行修正,绘制汽轮机近似热力过程曲线,并通过实测的各段抽汽压力,在热力过程曲线上获得抽汽焓值;利用换热器的能量守恒和流量守恒的基本方程进行除氧器和各加热器的热平衡计算,获得各段抽汽的流量;利用汽轮机的功率计算方程,得到汽轮机发电功率的计算值。通过计算值与实际值的比较分析,得出主蒸汽参数不达标是影响CEFR汽轮机发电能力的主要因素。

一回路一台泵停运-单环路余热排出工况下CEFR钠池三维瞬态热工特性数值模拟

一回路一台泵停运-单环路余热排出是池式钠冷快堆的设计基准事故之一,有必要对该工况下钠池内的热工特性进行分析。由于钠池整体尺寸大,难以开展实验研究,通常采用数值模拟的方法进行研究。因此,本研究基于计算流体动力学(CFD)方法,开展了该工况下CEFR钠池三维瞬态数值模拟,得到在一回路泵惰转、返流和非对称余热排出作用下钠池内三维瞬态流动、温度分布以及堆芯出口温度、中间热交换器(IHX)进出口温度等关键参数。计算结果表明,故障环路中泵、IHX存在返流现象。在900 s内,堆芯出口温度降至394.9℃。正常环路IHX出口温度在400 s左右达到最大值360.5℃,随后逐渐降低。故障环路IHX出口温度先下降后上升,900 s时接近364.3℃。具有余热排出的环路具有事故缓解能力,钠池整体温度没有明显升高。研究结果能够为一回路一台泵停运-单环路余热排出事故下池式钠冷快堆安全分析提供参考。

CEFR三回路除氧器额定工况下凝结水和蒸汽混合的运动特征

利用Fluent流体数值模拟软件,对中国实验快堆(简称CEFR)三回路除氧器内凝结水和蒸汽混合运动特征进行数值计算,研究了凝结水和蒸汽混合后的温度场和速度场。研究结果为以后的运行和CFR-1000设计提供了理论依据。

CEFR探测器三维空间响应函数敏感性研究

本文利用离散纵标程序研究了网格划分、能群数目、角度离散数和散射截面展开阶数等计算条件对堆芯区域共轭中子注量率分布形状的影响。基于求解共轭输运方程计算了中国实验快堆钠池内探测器三维空间响应函数,分析了控制棒位置、燃耗累积、燃料组件装载等因素对探测器空间响应函数的影响。结果表明:共轭中子注量率分布形状对网格宽度的敏感性低,可利用粗网格条件下共轭中子注量率分布形状求解探测器空间响应函数;控制棒对空间响应函数的影响与控制棒在堆芯中所处位置有关,组件内空间响应函数受控制棒影响程度与组件和控制棒的相对位置有关;探测器空间响应函数受新装载组件影响较明显,但对新装载组件位置的敏感性低。本文结果为大型快堆探测器空间响应函数计算提供了参考,为快堆动态刻棒提供了技术支持。

中国实验快堆的主要技术创新和工程经验

中国实验快堆(CEFR)是863计划能源领域重点项目,是我国核能“热堆、快堆、聚变堆”三步走战略中的重大步骤。工程2010年实现首次临界,2011年实现首次并网发电,实现了我国快堆从单项技术向工程项目的突破。通过CEFR项目的实施,我国快堆在物理、热工、安全、钠工艺以及设计、建造、调试、运行等方面取得全面突破,跻身国际快堆发展先进国家行列。在此基础上,示范快堆项目得以立项实施,百万千瓦级商用快堆也正在开展研发。

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于Compaq Visual Fortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。

中国实验快堆换料系统的验证试验

介绍了中国实验快堆换料系统的验证试验。该试验以检查设备的性能、验证系统的工艺要求和验证换料监控系统为目的,为此建立了综合试验台架,并在台架上首次模拟实现了快堆换料系统的全自动换料操作,为即将开始的中国实验快堆的安装调试奠定了坚实的基础。

中国实验快堆一级概率安全评价——事件树的建立

基于前期对初因事件的确定和归集研究,根据初因事件组的特征及对各初因事件序列的初步分析,确定了中国实验快堆(CEFR)一级概率安全评价(PSA)报告所要建立的事件树数目、各事件树的题头事件、事件序列后果的分类等。最后,根据CEFR具体安全设计特征创建了完整的事件树,为后续事件序列的深入分析奠定了重要基础。

小波变换在中国实验快堆钠泵故障诊断中的应用

叙述了当前国内外故障诊断的发展状态及其在核领域的应用情况 ;介绍了钠泵的常见故障和利用小波原理对钠泵进行故障诊断的原理和方法 ,并分别对碰摩、轴不对中、两个泵转速不平衡、松动和轴裂纹等所致故障进行识别 。

中国实验快堆首次临界装料方案研究

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。

中国实验快堆全堆芯流量分配计算与试验

针对中国实验快堆(CEFR)堆芯和一回路的设计特点,开发水力特性计算程序DAEMON,完成不同工况下的全堆芯流量分配计算,给出流量分配不均匀性等参数。在反应堆调试阶段,进行全堆芯流量分配试验。结果表明,程序计算值与试验值符合较好。在此基础上,验证了CEFR堆芯的流体力学设计,并为反应堆调试和运行提供了基础数据。