HTR-PM蒸汽发生器入口结构对流量分配影响的数值研究

针对高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）蒸汽发生器实验模型的一回路流量分配进行了数值模拟研究。用Gambit前处理软件建立了数值计算模型并进行网格化处理，通过Fluent流体力学计算软件对没有遮流板和添加不同角度遮流板情况下换热组件出口流量分配均匀性进行模拟分析，结果表明垂直角度的遮流板能够最优地改善流量分配均匀性。同时根据腔体内流速分布，可知由于遮流板的缓冲作用，能够有效缓冲气流对蒸汽发生器内传热管的冲击。计算结果证实了蒸汽发生器内部结构的改进能够改善一回路流量分配均匀性，为-PM蒸汽发生器的设计提供了指导。

高温气冷堆非能动舱室冷却系统排热功率计算分析

非能动舱室冷却系统(RCCS)是模块式球床高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全设施,准确预测事故工况下其与反应堆压力容器间的传热量对于RCCS设计具有重要意义。本文依托HTR-PM热态调试阶段反应堆压力容器壁面温度分布,采用计算流体动力学(CFD)方法,开展了RCCS全比例三维辐射传热及对流换热模拟。结果显示,Realizable k-ε湍流模型与Discrete Ordinates辐射传热模型可准确预测RCCS的排热功率,数值结果与测量结果相对误差在10%左右。基于THERMIX程序计算得到的事故工况后反应堆压力容器壁面温度分布,计算分析了投入不同列数RCCS及不同冷却水温度下的排热功率,并给出了不同工况时水冷壁与混凝土温度分布计算结果。

底反射层氧化对模块式高温气冷堆进气事故的影响分析

进气事故是模块式高温气冷堆(HTR-PM)事故分析中重点考虑的一种事故类型。核级石墨在高温气冷堆中被广泛用作反射层材料、结构材料和慢化材料等。在进气事故中,燃料元件基体石墨发生氧化反应增加了燃料颗粒裸露和放射性释放的风险,底反射层发生氧化反应降低了石墨材料的机械性能,可能破坏堆芯底部结构的完整性。本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE,分别选取两种不同氧化速率的石墨材料作为底反射层材料,以热气导管双端断裂的进气事故为例,分析不同材料对进气事故的影响。在保证底反射层完整性的前提下,底反射层采用高氧化速率的材料时,能明显降低燃料颗粒裸露和放射性释放的风险。

某高温气冷堆示范工程大跨单侧钢板混凝土组合梁受力机理研究

对某高温气冷堆示范工程大跨单侧钢板混凝土(HSC)组合屋盖中的一榀主梁进行缩尺静载试验研究,分析加载过程中试件的挠度、应变和裂缝的发展,研究了此类构件的受力特点和破坏形态。建立了HSC组合梁试件的有限元模型并进行分析,结果表明极限荷载作用下试验和模拟得到的跨中最大挠度基本一致,梁侧腹板下部混凝土表面最先出现微小裂缝,该类型构件中的钢板和钢筋混凝土可有效地形成组合截面共同工作,整个构件具有较高的承载力和延性性能。本文结论可作为核电厂单侧钢板混凝土组合梁初步设计和动力分析的参考。

索驱动堆内检测机械臂设计及控制分析

球床模块式高温气冷堆堆芯构件检测机械臂采用索驱动的方式来避免内部恶劣环境对驱动单元的影响,由于索驱动传动距离长,故检测机械臂稳定性及控制精度受温度、钢丝绳张力等影响。通过在检测机械臂内部设计基于张力轮的绳索自锁装置,提高了机械臂的稳定性,并消除了长距离传动下温度变化等因素对索驱动传动精度的影响。综合考虑传动距离、弹性变形及机械臂关节耦合等影响,对钢丝绳位移进行误差分析,提出长距离下索驱动位移补偿控制策略。基于ADAMS/Cable模块建立索驱动机械臂虚拟样机,验证了位移补偿控制策略的准确性。

离子辐照和氧化对IG-110核级石墨中的点缺陷的影响

核级石墨是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)中的一种关键材料,在堆内用作燃料元件基体材料、结构材料和中子反射层材料.研究核级石墨辐照和氧化行为下的缺陷演化对反应堆安全具有重要意义.本文对IG-110石墨样品进行了一系列包含不同顺序和不同条件的离子辐照和氧化的实验,分为仅辐照、仅氧化、辐照后氧化、氧化后辐照,通过观察其结构、形貌、石墨化程度和点缺陷的演化,研究离子辐照和氧化对IG-110核级石墨中点缺陷的影响.拉曼光谱表明,随辐照剂量的增大,拉曼峰强比ID/IG先增大后减小,说明离子辐照使石墨中产生了点缺陷,且点缺陷在辐照剂量增大时进一步发生演化;氧化后石墨化程度增大,说明高温下的退火效应使点缺陷发生复合,因此氧化之后点缺陷数量减少.氧化后辐照样品的点缺陷含量低于仅辐照样品,辐照后氧化样品的点缺陷含量高于仅氧化样品.正电子湮灭多普勒展宽揭示了离子辐照后石墨中仅有点缺陷,而氧化使点缺陷部分回复.离子辐照和氧化对石墨中点缺陷的演化产生相反的影响,即离子辐照使平均S参数增大,平均W参数减小,而氧化使平均S参数减小,平均W参数增大.对于辐照后氧化的样品,850℃高温的退火效应不足以使点缺陷完全回复.

压水堆熔融物堆内滞留策略:历史回顾与研究展望

本文对广泛应用于第三代压水堆的严重事故缓解措施——熔融物堆内滞留(IVR)进行了历史回顾。IVR策略最早源自于第二代反应堆Lovissa VVER-440的改进设计,以应对堆芯熔化事故。随后,IVR策略被应用于许多新设计的反应堆,如西屋的AP1000、韩国的APR1400以及中国的先进压水堆CAP1400和华龙一号。对IVR策略有效性影响最大的因素分别为堆内堆芯熔化进程、熔融物加载于压力容器壁面的热流密度和压力容器外部冷却。对于堆芯熔化进程,过去人们一直仅关注压力容器下腔室内熔池的换热行为。但通过回顾与分析,本文认为堆内的其他现象,如堆芯的降级和迁移、碎片床的形成及其可冷却性以及熔池的动态形成过程等,可能也会对熔池的最终状态及其作用于下封头的热负荷产生影响。通过对相关研究的回顾,本文希望找出IVR策略的研究中有待完善的部分,并据目前发展水平提出未来IVR研究的需求。

高温气冷堆核电厂主控室可居留系统的优化

依据高温气冷堆固有安全性和非能动的安全系统、无堆芯熔化事故的工况,分析了设计基准事故条件下高温气冷堆主控制室可居留系统的特点,提出了高温气冷堆主控制室可居留系统的优化建议。

HTR-10超高温运行堆芯温度场分析

10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的平衡关系,为HTR-10设计了多个稳态超高温运行工况,运用改进的热工模型分析了初装堆芯下各工况的堆芯温度场,给出其分布特征,并讨论了燃料分布不均匀性对堆芯最高温度的影响。结果表明:当堆芯出口冷却剂温度达到1000℃,且假设最高温度区燃料球和石墨球分布的不均匀程度达到极限时,堆芯最高温度仍未达到燃料温度限值。