颗粒床反应堆燃料组件瞬态特性研究

核热推进系统不仅要像传统动力堆产生预期功率,还需具备快速启动与推力调节的能力,以满足其变轨与机动的需求。因此,瞬态分析对于核热推进系统的方案设计、运行策略和集成试验等有重要作用。以颗粒床反应堆燃料组件为研究对象,建立了一维瞬态热工水力模型,并分析了功率提升过程以及反应性引入后的响应特性。研究发现由于颗粒床反应堆热量载出能力强,且燃料颗粒自身热容小,因此在启动等瞬态过程中换热滞后现象较弱,从而避免了堆芯内由于蓄热效应显著可能造成的超温或热应力过大等现象,有利于实现快速启动。额定工况下引入阶跃反应性,冷却剂载热滞后于堆芯释热约0.1 s,同样有利于系统功率和推力的快速调节。此外,颗粒床反应堆堆芯阻力会随着功率升高而增大,因此在启动和推力调节等过程中需要进一步研究反应性引入与推进剂供应量的匹配技术,以实现核热推进系统的运行与控制。

基于Unscented卡尔曼滤波器的反应堆周期计算算法研究

基于Unscented卡尔曼滤波器(UKF)对反应堆周期的计算算法进行了研究,给出了相应的反应堆周期计算算法,并使用仿真和实验数据对算法进行了验证。结果表明:提出的基于UKF的反应堆周期算法是可行的,可较好地抑制噪声对反应堆周期估算的影响,从而复现信号的本来特征。

摇摆耦合升功率条件下一体化自然循环反应堆流动特性研究

为研究摇摆耦合升功率条件下一体化自然循环反应堆流动特性,建立自然循环典型三维分析模型,采用计算流体动力学(CFD)方法对摇摆条件下的自然循环进行了数值模拟,并针对不同升功率过程中的的速度和温度分布特性进行分析。结果表明:大幅升功率工况对应的温度和流量存在更为明显的“过冲”现象,摇摆强化了上升传热部件内部壁面换热热通量;在摇摆较为剧烈的条件下,下降段流道存在对于换热器出口冷流体显著的再热作用。

空间核反应堆电源需求分析研究

空间电源技术是开展空间探测的核心技术之一,空间核反应堆电源具有能量密度大、功率覆盖范围广、受太空环境影响小等特点,是未来空间电源的理想选择。本文从空间任务适用对象、系统比质量两方面对现有空间电源进行对比,阐述了空间核反应堆电源在未来空间活动的可能应用场合。基于对未来民用与军用空间任务的调研,归纳了空间核反应堆电源的功率需求。针对不同功率量级,对比分析了公开发表的不同空间核反应堆电源技术方案,给出了不同功率量级相对优化的技术路线选择。本研究可为空间核反应堆电源研究设计提供参考。

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。

核反应堆严重事故下气溶胶动态吸湿增长机理研究

核电站发生严重事故之后,安全壳内可溶性气溶胶会在高湿度环境下发生吸湿增长现象,并以改变气溶胶粒径、密度的方式显著影响原有的气溶胶动力学行为。为了描述吸湿平衡时间等气溶胶吸湿增长的过程参量,表征吸湿增长过程时间尺度,本研究依据气溶胶吸湿的非平衡态过程构建了气溶胶动态吸湿模型,综合考虑吸湿过程中蒸汽质量守恒、能量守恒关系以及表面蒸汽压对气溶胶吸湿增长行为的影响,分析了气溶胶粒径变化率、吸湿平衡时间等吸湿过程参量。结果表明,在高湿度工况下,吸湿增长行为对小粒径颗粒的影响尤为显著。同时,吸湿过程中粒径变化率与时间呈对数变化规律,而吸湿平衡时间与粒径呈近似线性变化特征。

适于核能海水淡化的低温多效蒸馏技术研究

针对核能海水淡化技术，探讨了核能与海水淡化厂耦合的不同方式。水平式低温多效蒸馏由于其传热性能好、能耗低，传热温差较小，以及容易维修等优点，是非常适合与低温核供热堆耦合的海水淡化技术。在分析低温多效蒸馏海水淡化技术的基础上，建立了水平式低温多效蒸馏海水淡化物理模型，编写VB程序，并分析比较等温差分配和等传热面积分配两种方案的产水特性，结果表明等传热面积分配方案性能较好。

自然循环反应堆流量分配优化研究

由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。

振动工况下环管内气液两相流参数分布实验研究

为模拟地震对反应堆堆芯内两相流动的影响,将振动产生装置与实验段结合,并利用电导探针技术实验研究了振动工况下环管内气液两相流局部参数的分布特性。振动装置所采用的偏心轮的偏心距为15.875mm,并可通过调节电机转速获得不同的振动周期。环管实验段内径和外径分别为19.1mm和38.1mm,总长度为2.32m。实验以空气和水为工质,流动工况覆盖了泡状流、弹状流及搅混流等流型。实验结果表明,振动对管内气液两相流局部参数如含气率和界面浓度等分布具有重要影响。随振动周期的减小,管内两相流参数分布发生明显变化。另外振动对低含气率的泡状流影响较大,随含气率的增加,流型逐渐向搅混流过度,振动对两相流参数的影响逐渐减小。

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。

池式反应堆堆内流场数值模拟

以板型燃料组件池式反应堆为研究对象,采用计算流体动力学程序CFX5对堆内流场进行了数值模拟,结果表明:流过堆芯燃料组件的流速较大,在燃料组件出口位置流速达到最大值;无论是否带有围桶,堆内压降均主要集中在堆芯燃料组件上,入口流量增大,堆芯燃料组件上的压降随之增加;堆芯上部腔室和下部腔室的压力变化很小;在相同的入口流量下,带与不带围桶的堆芯进出口差压非常接近。

直动电磁阀阀头热态温度场实验研究

控制棒水压驱动技术是由清华大学核能与新能源技术研究院发明的具有自主知识产权的一项新型专利技术。组合阀是该项技术的关键部件,而组合阀是由3个直动电磁阀组成的,电磁阀的性能直接影响组合阀的性能,从而影响控制棒水压驱动技术的运行性能。本文就控制棒水压驱动系统运行过程中所出现的工况,对其直动电磁阀阀头进行了热态实验模拟研究,并运用FLUENT软件进行了理论分析。分析结果表明:随着线圈电流增大线圈温度将会增大,线圈内壁温度高于外壁温度,线圈中间温度高于边缘温度。提出了电磁阀高温条件正常运行的检测方法,并通过阀头热态实验模拟研究可优化直动电磁阀的电源参数。

控制棒水压驱动系统冷态性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆NHR200发明的新型的内置式控制棒驱动技术,该驱动系统由水压驱动机构、组合阀、控制棒和缓冲器等组成。控制棒水压驱动系统冷态性能是控制棒步进时间和系统驱动压力选取的基础。本文分析了控制棒水压驱动系统的组成和工作原理,完成了全尺寸控制棒水压驱动系统冷态性能实验,包括水压缸最小落棒压力实验、提升缸带载步进实验和快速落棒实验等。在实验结果的基础上分析了关键特性参数的变化规律和机理。结果表明:最小落棒压力是保持驱动机构销爪正常工作所需的最小驱动压力,其对应于压力时程曲线上峰值波动过程的变化起点;步升和步降过程压力拐点分别对应位移到位点,随着驱动水压的增加,水压缸充压拐点压力逐渐增加,步升时间、充压拐点时间逐渐减少。实验研究成果为控制棒水压驱动系统的设计、优化和工程应用奠定基础。

控制棒水压驱动系统落棒减速性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆发明的新型的内置式控制棒驱动技术,控制棒水力减速部件是水压驱动系统的关键部件之一,通过其对控制棒落棒过程进行减速,在保证落棒时间的前提下,降低控制棒快速落棒过程的冲击力。分析了水力减速部件组成和工作原理,确定了水力减速箱侧壁开孔方案,完成了不同开孔方案工况下控制棒水压驱动系统冷态落棒减速性能实验,在实验结果的基础上对比和分析了不同方案下的落棒减速机理和落棒过程特征参数随开孔方案的变化规律。分析结果表明:随开孔面积的增大,落棒时间逐渐减小,落棒峰值速度逐渐增大。在开孔面积大于0.004 m^2时,随开孔面积的增大,落棒峰值速度增大过程趋于平缓,落棒稳定速度和落棒延迟时间变化不大,控制棒触碰碟簧速度缓慢增大。实验研究成果为控制棒水压驱动系统落棒减速部件的理论建模和设计优化提供了基础。

大型氦气工程实验室的建设与管理

清华大学核能与新能源技术研究院建设的大型氦气工程实验室是国家重大科技专项的重要组成部分,主要为山东省石岛湾高温气冷堆示范电站提供设计验证实验。针对实验室独有的特点,通过严格的质量控制手段和完善的管理,保证了实验回路建设的安全与有效,充分发挥了实验室在人才培养方面的重要作用。

二维双区球流运动唯象学方法实验研究

基于唯象学方法的4种基本形式开展球流实验研究,以根据相似准则的原理建立的高温气冷堆二维堆芯的球流运动实验系统为模拟对象,对球流运动进行实验模拟。结果表明:球流实验采用循环加球方式更能反映实际反应堆的情况;球流运动具有从下向上、从中间向两侧传播的特性,中心区快于环形区,整体不表现出层流特性;在中心区和环形区间存在着交混区域;在球床底部角落存在明显的运动缓慢区域。

零功率摇摆条件下自然循环试验回路中流动规律实验研究

以清华大学研发的多用途小型堆NHR为基础,建立全尺寸、全参数1∶1自然循环试验回路研究零功率摇摆条件下自然循环的流动规律。通过分析几组不同摇摆运动下的实验结果,探讨了单自由度摇摆运动摆角幅值ψm和摇摆周期T对自然循环速度的影响,并给出自然循环流速波幅Vo和摇摆运动参数ψm与T之间的线性关系。研究结果表明:ψm对加热段两侧流速影响最为显著,Vo随ψm的变大而增大且两侧流速波动相位相差90°;Vo随T的增大而减小,流速波动相位差与T无关;在零功率摇摆条件下,流速波幅的平方V2o与ψm、频率平方w2d及当量摇摆半径Req的乘积呈线性关系。

HTR-PM堆芯出口热气混合结构两支路模型实验研究

作为国家科技重大专项的高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)在山东荣成正式开工建设,为验证HTR-PM堆芯出口热气混合结构是否满足混合要求,利用建立的缩比模型实验台架,进行了两支路(热气支路及冷气支路)3个系列工况的实验,实验包括:定流量变温差实验、定温差变流量实验、定温差与总流量变流量比实验。通过对实验数据进行分析,得出两支路工况下,热气混合结构的混合效率均在98%左右。通过与蒸汽发生器的入口温度要求进行对比分析,可得出在考虑不经过堆芯的漏流的两支路工况条件下,HTR-PM堆芯出口的热气混合结构能满足热混合的要求。

10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查

10 MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)是我国第一座模块式高温气冷堆,由清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)设计。按照我国核安全法规的要求,并经过国家核安全局的批准,核研院于2012年开始对10 MW高温气冷实验堆进行定期安全审查(简称PSR),安全分析是本次审查的重点安全要素之一。本文对安全分析要素审查的主要内容作了概述,并给出了核研院对本次审查的内部评价。

小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析

近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。