在冷却剂流量降低时高温气冷堆仍然安全

【日本原子能研究所网站新闻2003年10月21日报道】 目前,日本原子能研究所正在利用高温工程试验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆的固有安全性。即,即使在急速降低堆芯冷却剂氦气流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而不必使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。 堆芯冷却剂流量降低是典型的反应堆异常工况。而高温气冷堆具有以下特性,即在慢化剂石墨和燃料温度上升时,燃…     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

日本高温工程实验堆出口冷却剂温度达到950℃

【日本《原子能产业新闻》2004年5月13日报道】 日本原子能研究所2004年4月19日宣布,其高温工程实验堆(HTTR)出口冷却剂温度达到了950℃。 2001年12月,HTTR冷却剂温度达到了850℃,后来又进行了安全性实用实验及常规运行实验。从2004年3月末开始,HTTR进入了升温实验阶段,2004年4月19日在最大热功率30 MW下,冷却剂温度达到了950℃。 正因为反应堆出口冷却剂(氦气)温度达到了950℃,才使得中间热交换器二回路温度上升到了900℃,这是热化学法IS工艺所必需的温度条件。这将使高温汽轮机高效发电成为可能。此前,据说德国的高温气冷堆AVR的…     

日本TEPCO计划重新启动6台核电机组

【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 日本原子能研究所与法国原子能委员会(CEA)将在高温气冷堆系统研究开发中进行新的合作。随着双方“反应堆领域协定”延期5年,将在高温气冷堆领域就有关概念与系统、燃料、高温材料、冷却系统、氢的制造等5项技术进行合作。具体内容包括:信息交流、人员互访、共同研究以及探索多样化的核能利用途径。 原研一直致力于氦冷高温气冷堆“高温工程试验研究堆(HTTR)”以及有效利用核热、用水制造氢的技术等的开发。2001年12月HTTR反应堆出口氦气的温度达到850℃,热功率达到了30 MW。目前原研正在向着…     

池式研究堆自然循环能力试验及数值模拟

自然循环能力是表征反应堆固有安全性能的重要参数,为了分析某池式研究堆非能动安全性,判断自然循环运行工况载热能力,针对堆芯结构特征开发了自然循环能力分析程序,完成了燃料元件出入口水温实测等验证试验。分析结果表明,堆芯自然循环流量计算结果与试验值符合良好,相对偏差小于1.6%;反应堆自然循环能力随堆池水温度升高而降低,当池水温度为40 ℃时,反应堆自然循环能力为710 kW,表明反应堆具有良好的非能动安全性。     

350MW环型球床高温气冷堆失冷失压事故下的热工特性研究

由于环型球床高温气冷堆特殊的堆芯结构，使其在失冷失压事故下堆内最高温度能够明显低于模块式球床高温气冷堆在相同事故下堆内最高温度。当堆芯热功率有较大幅度提高时，环型堆芯仍然能够凭借自身传热机能将衰变热量及时排出，满足失冷失压事故下燃料最高温度限制。这不仅增大了反应堆的安全性能，同时也能够有效地增加反应堆单堆功率，使环型球床高温气冷堆在经济上更具竞争力。本文研究环型球床高温气冷堆在提高功率水平时，反应堆在失冷失压事故下堆内的热工特性，并综合分析了几个重要的结构尺寸热工参数对失冷失压事故下燃料最高温度的影响。     

球床模块式高温气冷堆失冷事故特性研究

利用高温气冷堆专用系统分析软件THERMIX程序,对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)失冷失压和失冷不失压事故的动态特性进行了研究,分析了堆芯功率、燃料最高温度及堆舱水冷壁余热载出功率等关键参数的变化过程,并对影响余热排出功率和燃料最高温度的不确定性进行了评价.研究结果表明,在失冷事故下,堆芯余热可通过热传导、辐射和自然对流等非能动方式传至最终热阱大气,燃料元件和压力容器等重要部件的最高温度均在设计限值内.这为HTR-PM保持模块式高温气冷堆固有安全性不变的同时实现单堆250 MW的功率方案奠定了基础,也为后续高温气冷堆电站示范工程进一步的深入设计研究提供了依据.     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

世界高温气冷反应堆现状(二)

下面简单介绍一下国际原子能机构一些成员国的高温气冷堆的发展计划:日本早在十年前就开始高温堆发展计划,从那时起日本原子能研究所就开始设计、研究和开发实验性极高温反应堆(VHTR)。该堆的功率为50MW_(th),采用钢压力容器、低浓铀石墨涂敷燃料,有两个主冷却环路和     

日本三菱重工将为南非高温气冷堆实施可行性研究

【日本《原子能产业新闻》2001年8月23日报道】 日本三菱重工业公司称它已经接受南非共和国PBMR公司为其小型高温气冷堆的氦气涡轮发电机实施可行性研究的要求。该项研究预定在2001年11月完成,然后进行讨论。如果在技术上可行,那么三菱重工将继续参与计划的策划,并打算接手PBMR实机的制造。 PBMR是功率为100 MW级的反应堆,使用石墨球型燃料,以氦气为冷却剂的高温气冷堆。该反应堆使用7%的浓缩铀,堆出口温度约为900℃。这次实施可行性研究的重点是预测氦气涡轮发电机及压气机技术。性能卓越的三菱重工的涡轮机技术曾获得很高评价。 三…     

熔盐堆物理热工耦合程序开发及验证分析

熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)是第四代反应堆6种堆型中唯一的液态燃料反应堆,与固态燃料-液体冷却剂反应堆相比,原理上有较大不同。在熔盐堆中,流动的熔盐既是燃料又是冷却剂与慢化剂,中子物理学与热工水力学相互耦合;由于熔盐的流动性,缓发中子先驱核会随燃料流至堆芯外衰变,造成缓发中子的丢失,导致堆芯反应性降低。正是由于熔盐堆的这些新特性,造成熔盐堆内缓发中子先驱核、温度等参数变化与固态燃料反应堆有所不同,需要研究熔盐堆在各种工况下的相关物理参数变化。本文主要工作是考虑缓发中子先驱核的流动性对熔盐堆的影响,研究适用于熔盐堆的二维圆柱几何时空中子动力学程序及与之耦合的热工水力学程序;利用该程序对熔盐堆中子物理学和热工水力学进行耦合计算,验证熔盐堆相关实验数据;并且计算了熔盐堆无保护启停泵及堆芯入口温度过冷过热工况,用于分析熔盐堆的安全特性。计算结果表明,程序能够对熔盐反应堆实验(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE)的相关实验数据进行较好的模拟计算,并且验证了熔盐堆的固有安全性。     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆（CENTER）,采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明：在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

日本原研再次启动HTTR功率提升试验

【日本《原子能视野》2001年4月刊第46～47页报道】 日本原子能研究所再次启动以高效率利用反应堆热能为目的的“高温工程试验研究堆(HTTR)”功率提升试验。第一次定期自主检查通过之后,再次开始运行。即以3/2额定功率——(20 MW)进行一回路冷却剂系统试验,进行了启动利用核能的中间热交换器的并列运行。 这次试验是测试该研究堆性能的一个环节,于3月开始实施。然后对反应堆进行调试,从3月末开始以100%额定输出功率(30 MW)运行,到7月前后出口温度将达到850 ℃。 这些功率提升试验完成之后,从今年年底到2002年初将挑战950℃的高温气冷堆…     

10 MW高温气冷实验堆事故分析的结果与对策

1 0MW高温气冷实验堆 (HTR 1 0 )的事故分析表明 ,在设计基准事故和严重事故条件下 ,HTR 1 0的堆芯燃料元件的最高温度和反应堆冷却剂系统的压力都低于规定的安全限值 ,燃料元件和冷却剂系统压力边界都能保持其完整性 ,不会造成裂变产物大量向外释放。根据事故分析结果并参照国外高温气冷堆安全运行的管理实践经验 ,针对HTR 1 0所提出的一系列事故对策有效地保证了HTR 1 0在较高的安全水平上进行设计、建造、运行及管理等 ,能够确保HTR 1 0、人员、社会以及环境的安全     

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。     

JAERI申请对HTTR进行安全检查

【《日本原子》1988年12月号第23页报道】日本原子能研究所(JAERI)计划于1989年初,向科技厅申请,批准建造30MWt 的高温工程试验堆(HTTR)。人们预测,核能应用的范围将随着高温热的供应而得以扩大。HTTR 堆将具有高温气冷堆(HTGR)的另一特性——高固有安全性。该堆的建造目的是为了进行各种高温     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆（简称49-2泳池堆）用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。     

俄罗斯2003年核发电量创历史最高记录

【日本《朝日新闻》2004年3月3日报道】日本和美国将合作进行有关高温气冷堆产氢的研究。日本原子能研究所将在2005年以后与美国能源部(DOE)合作,利用在美国爱达荷州新建的高温气冷堆生产氢。预计核能的作用将由发电扩展至产氢,这也将推动陷于停顿的核电厂建设。美国早在20世纪80年代末就已实现发电用高温气冷堆原型堆的商运,但由于无法降低成本,现已经中止运行。另一方面,日本原子能研究所在大洗研究所(茨城县)建造了高温气冷试验研究堆,该堆于1998年正式开始运行,并于2001年成功获取稳定输出的850℃热。因此,DOE向日本原子能研究所提出…     

高温气冷堆在我国的发展与应用前景

本文简要地介绍了高温气冷堆技术,特别是具有固有安全性的模块式高温堆技术在世芥的发展现状。该文还简要地介绍了清华大学核能技术研究所在研究和发展高温气冷堆技术上的主要成果及进展,包括若干高温堆方案设计研究及一系列高温堆部件、燃料元件及特种材料的实验研究,并介绍和探讨了高温堆供工艺蒸汽在我国重油开采及石油化工企业上的应用。