多模块小型反应堆核电站控制室的人因工程考虑

发展多模块式的小型堆核能系统,是保持小型模块式反应堆安全性的同时实现规模经济性的重要途径。多模块小型堆核能系统的控制室与目前压水堆核电站的控制室有很大区别,这些区别对控制室的人因工程可能存在潜在影响,具体包括:功能分析与功能分配、人员规模及分工、人机界面设计、操纵员的注意力等。本文综述了多模块小型堆核能系统的控制室设计中可能潜在的人因问题,并根据两模块高温气冷堆的初步设计经验,提出了对策。

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究

研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性模型的初步研究

高温气冷堆核电站(HTR-PM)是国家"十一·五"重大专项支持的重点工程,数字化保护系统是HTRPM重大专项关键技术及相关试验研究项目之一。研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。

HTR-PM600反应堆保护系统维修策略初步研究

反应堆保护系统是核电站最重要的安全系统,对其实施维修是保障其安全可靠运行的必要手段。HTRPM600由6个反应堆模块组成,每个反应堆模块配备一套保护系统。若HTR-PM600保护系统的维修仍沿用传统单模块核电站的策略,其维修成本将是传统单模块核电站的6倍,单位功率维修成本将显著增加。此外,维修活动对反应堆保护系统也存在一定的不利影响,选取合适的维修周期,才能确保安全可靠性。因此,为了降低HTR-PM600保护系统维修成本,保证其安全稳定运行,有必要对HTR-PM600反应堆保护系统的维修策略开展相关研究。针对反应堆保护系统维修策略的现状和优化模型进行了调研,并对HTR-PM600保护系统维修策略的优化开展了初步研究。

核热推进系统热工过程及堆芯关键技术分析

核热推进是利用核反应堆产生的裂变能将氢气加热到高温高压状态,然后从喷管高速喷出产生巨大推力的新型推进方式,具有大推力、高比冲等特点,被认为是未来最有希望实现载人深空探测的技术之一。历史上有固体堆芯、液体堆芯以及气体堆芯等主要设计,其中固体堆芯技术最为成熟。总体来说,核热推进系统中反应堆尺寸较小、堆芯功率密度大、温度较高,因此需要有良好的热工水力设计来保证堆内的热量安全导出。本文通过对美国的NERVA、PBR和MITEE、CERMET堆芯以及苏联的RD-0410核热火箭发动机系统进行简单介绍,归纳总结了主要热工过程,并对这些过程中所涉及到的堆芯关键技术问题进行了分析,为今后我国空间核热推进系统的研究和设计提供一定的借鉴。

反应堆保护系统动态可靠性建模与分析

反应堆保护系统(RPS)是核电站最重要的安全设备之一。对该系统的可靠性评估一直备受关注。事件树和故障树等传统可靠性分析方法只能对反应堆保护系统进行静态分析,难以反映定期试验(PST)等检测和维修活动对系统可靠性的影响。动态分析方法中,马尔科夫模型一般适用于指数分布的情况,而反应堆保护系统的失效和维修过程,并不都服从指数分布。此外,很多模型都假设反应堆保护系统的各通道经过定期试验后都修复如新,这与实际情况也有差异。基于Petri网,建立了反应堆保护系统的动态可靠性模型,考虑了定期试验只维修故障通道的情况,描述了系统在不同状态之间的动态转换关系,计算了反应堆保护系统的瞬时可靠性。通过与理论值对比,验证了Petri网能很好地适用于反应堆保护系统的可靠性评估;并在假设反应堆保护系统失效过程服从不同分布的条件下,进行了可靠性分析。

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。

三维球床几何稀疏条数长特征线加速方法

特征线法具有非常强的几何适应性,可用于三维球床高温气冷堆全堆芯求解,但存在迭代次数多、计算速度慢的缺点。本文将长特征线加速方法应用于三维球床高温气冷堆以解决非规则几何数值加速的问题,基于三维模型特征线布置较二维模型稠密的分析,提出了稀疏条数长特征线加速方法,极大地减少了加速方程的计算量,在不降低角度离散精度的前提下,获得了非常好的加速效果。通过基准题对加速参数的选取方式进行了研究,条数稀疏度取3~5、长特征线长度取2.0 cm左右、加速迭代步取20~60步可获得良好的加速效果。小型轻水堆三维基准题和球床堆芯简化模型的计算结果表明,采用稀疏条数长特征线加速可获得7倍左右的时间加速比,此时对应的迭代步加速比为20倍左右。

HTR堆内碳素构件孔结构及吸湿特性研究

通过压汞法、N_2吸附法,结合SEM研究了石墨（IG-110）和含硼炭砖（BC）的孔结构,采用XPS分析了材料表面基团,测试了两种材料在不同湿度环境下的动态吸湿过程,分析了孔结构、表面基团、环境湿度对吸湿量的影响,为高温气冷堆（HTR）堆内碳素构件的防潮、除湿提供科学参考。结果显示：BC拥有发达的5μm以上开口大孔,存在广泛的中孔级别裂隙;IG-110则绝大多数为开口孔隙,1～5μm的孔隙较为集中。开口孔径的大小和数量是影响吸湿的重要因素。BC平衡吸湿量明显大于IG-110平衡吸湿量;两种材料在不同湿度条件下初始2h内的吸湿量急速增长;不同湿度条件下,一般在5～8h内都能达到平衡,在25℃下湿度为60%～90%时平衡吸湿量随湿度呈线性关系。

带缓冲垫圈的辅助轴承结构特性研究及仿真分析

辅助轴承主要用于承载高速跌落的转子,并在承受巨大冲击载荷时不会失效。为降低跌落时对辅助轴承的碰撞力,保护电磁轴承及转子系统,提出一种基于轴向缓冲垫圈的辅助轴承结构。结合清华大学核研院的10 MW高温气冷堆电磁轴承氦风机实验台架,基于有限元方法,对转子跌落时辅助轴承外圈添加和未加轴向缓冲垫圈时辅助轴承的结构特性以及受力情况进行仿真分析,得到碰撞力最大时刻结构的应力分布,从理论上验证了辅助轴承在跌落时的可靠性。结果表明:缓冲垫圈的加入可有效减小转子跌落对辅助轴承的碰撞力,对辅助轴承起到了一定的保护作用,为进行转子跌落实验及该结构的实际应用提供了重要参考。

物理模型及边界条件对直流蒸发管两相流不稳定性边界影响研究

本文研究不同边界条件及物理模型对两相流不稳定性边界的影响。采用RELAP5程序模拟直流蒸发管内的两相流不稳定性实验工况,对计算程序和模型进行验证,分析恒定流量及恒定压降两种边界条件、并联管数量、轴向功率分布形式和传热管热容等不同边界条件和物理模型对不稳定性边界的影响。结果表明:恒定压降边界条件下,单根管、2根并联管和多根并联管的不稳定性边界差别小于5%;恒定流量边界条件下,多根并联管不稳定性边界和2根并联管相比差别小于5%,而与单根管不稳定性边界的差别则超过100%;并联管根数相同时,恒定流量边界条件的稳定性好于恒定压降边界条件;沿流动方向(轴向)功率递增分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率均匀分布,沿流动方向功率均匀分布时,系统稳定性好于沿流动方向功率递减分布;当管壁厚度为0～20 mm时,管壁热容对不稳定性边界几乎没有影响。

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数 keff 和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。

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。

高温气冷堆冷却剂杂质对高温合金材料高温性能影响的研究模型分析

高温气冷堆一回路冷却剂中含有的少量CO、H_2、H_2O、CH_4等杂质,这些杂质对高温堆蒸汽发生器用高温合金的高温性能有重要影响。国外在超高温运行工况下冷却剂杂质对高温合金材料性能的影响方面开展了大量研究,由于研究过程中对试验氦气中痕量的杂质含量控制十分困难,致使相关的研究成果分布比较分散,需要对相关的研究模型进行归纳和分析。高温镍铬合金中的铬是被氧化的主要合金元素,而保护性Cr_2O_3层的形成是合金是否被腐蚀的主要决定因素;铬的稳定相图模型和气体组成三元相图模型是两种被广泛应用的理论模型。本文对铬的这两种理论模型研究方法及其应用情况进行比较和分析。

飞机撞击下高温气冷堆乏燃料厂房损伤研究

本文针对典型高温气冷堆乏燃料厂房在双发商用飞机撞击载荷下的响应及结构完整性开展研究,并探讨结构特性对撞击损伤的影响。对乏燃料厂房及飞机分别建立有限元模型,通过弹体-目标相互作用分析模拟了飞机撞击过程,综合IAEA与NRC的评价准则对乏燃料厂房在飞机撞击下的损伤程度进行评估。数值结果表明:厂房上对应于机身及发动机的撞击位置发生可接受的局部损伤;乏燃料贮存井墙体对于提高构筑物抗飞机撞击能力有重要作用。此外,构筑物外形对损伤有很大影响,圆柱形壳体的抗飞机撞击能力显著强于方形厂房,是核电厂厂房设计的优化方向之一。

基于脉动比预处理FFT的密度波不稳定性边界研究

两相流不稳定性试验的数据会包含一定程度的噪声信号。在判断两相流不稳定边界时,传统的基于流量脉动量幅值的方法具有局限性。本文研究了一种基于脉动比预处理的快速傅里叶变换(FFT)方法,通过捕捉密度波不稳定发生时频域上的特征信号来确定稳定边界,并对两组不同工况的试验数据进行分析。试验结果表明,本文方法具有较好的准确性。

滚动-滑动一体式辅助轴承初步仿真研究

辅助轴承主要用于电磁轴承失效时的临时辅助支承,滚动轴承和滑动轴承是常用的辅助轴承,但滚动轴承存在承载能力低,滑动轴承存在摩擦较大和难以控制发热等问题。通过总结新型辅助轴承的研究现状,提出一种新型滚动-滑动一体式辅助轴承设计方案,并利用有限元方法及分析软件LS-DYNA,对其承受冲击载荷及转子运行状态进行初步仿真研究。仿真结果表明:滚动滑动一体式辅助轴承相比普通滚动轴承能有效降低转子跌落期间高速转子对辅助轴承的冲击;在假设转子平衡状态下,初始转速对新型滚动滑动一体式辅助轴承跌落冲击力的影响不是很大,对跌落反弹高度影响较大;静摩擦因数对转子跌落运动状态和转子跌落最大冲击力影响较小。

主氦风机试验回路氦气流动特性的研究

采用数值模拟方法对主氦风机的氦气管道中不同弯径比90°弯头进行分析。结果表明,弯头内流体在离心力作用下,形成外壁面压力高、内壁面压力低的压力梯度。流体在进入弯头段后外弧面压力明显升高,至弯角α≈45°处开始降低;内弧面压力在进入弯头段后明显降低,且先于外弧面在弯角α≈30°处达到最低点。弯径比越小,弯头内外弧面压差越大,弯头出口段的双螺旋流动现象越明显,弯头流动损失越大。

高温和超高温气冷堆动力转换方案研究

动力转换单元是高温和超高温气冷堆的重要组成部分。本文对高温和超高温气冷堆的动力转换单元进行研究。从4个关键参数(反应堆出口温度、反应堆入口温度、压缩比和主蒸汽参数)入手,对5个循环方案进行比较分析。综合考虑各种工程因素,上位循环为简单氦气透平循环、下位循环为有再热的蒸汽轮机循环的联合循环方案是具有竞争力的,其中下位循环在高温气冷堆范围是亚临界参数循环,在超高温气冷堆范围是超临界参数循环。联合循环可实现高温和超高温气冷堆热量的高效率转化,且反应堆入口温度在反应堆压力壳材料允许的范围内,具有足够的安全性。

核级石墨微观孔隙有效扩散系数研究

有效扩散系数是描述石墨内部扩散传质的重要参数,传统经验公式中的单一平均孔径假设无法反映石墨内部复杂的孔隙孔径分布规律及其对扩散的影响,现有核级石墨的有效扩散系数计算公式与实验结果相差较大。考虑到受Knudsen扩散影响,并根据核级石墨微观孔隙孔径分布规律及扩散理论将孔径范围分为两类,从而对有效扩散系数计算公式进行了修正。采用压汞仪对IG110核级石墨未氧化及不同温度下等温氧化样品进行了孔径分析,采用本文修正公式计算了有效扩散系数并与实验测量结果进行了比较。同时对失重率、温度和压力对有效扩散系数的影响进行了讨论。结果发现,修正公式计算结果与核级石墨扩散系数的实验结果相符,提高了核级石墨有效扩散系数的计算精度。有效扩散系数随失重率的增加而升高,失重率低于20%时增长明显。有效扩散系数与温度呈0.528次方关系,与压力大致呈-0.33次方关系。