热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

静默式热管反应堆热工水力特性不确定性分析

基于不确定性分析软件DAKOTA和自编程热管反应堆单通道热工分析程序HEART,对静默式热管反应堆(NUSTER)稳态热工水力特性进行了不确定性分析。根据热管反应堆相关实验数据，选取运行功率、燃料热导率、气隙宽度、包壳厚度、热管蒸发段长度和基体厚度6个关键热工参数并确定其基准值与概率密度分布，通过大量重复性计算，获得了95%置信水平下热管蒸发段温度、热管冷凝段温度、燃料峰值温度、包壳峰值温度及基体温度的统计分布，并对各参数的不确定性对热管反应堆安全性的影响进行了分析。分析结果表明：热管蒸发段及冷凝段温度有0.67%的概率超过热管温度限值；由于热管反应堆堆芯为固态堆芯，传热以纯导热为主，输入变量的不确定性对不同目标参数的影响相同，燃料热导率的不确定性对5个目标参数的影响最为显著，且为负相关。本研究获得的结果可为热管反应堆的优化及其后续发展提供方向指引。     

基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究

以一种无人潜航器中搭载的紧凑型热管冷却反应堆为基础,建立并优化了一套完整的热管冷却反应堆安全分析模型,其中主要包含堆芯功率瞬变模型、高温热管冷态启动模型与二维热管网格模型,针对研究对象设计了事故工况下的非能动余热排出系统。基于上述模型,开发了热管冷却反应堆安全分析程序,并采用文献公开的冷态启动、稳定运行的实验数据与安全分析程序计算数据进行了对比验证。验证结果表明,程序计算结果与实验数据符合较好,证明了程序的准确性与预测结果的可靠性。使用程序针对研究对象进行了典型事故分析,计算得到了热阱丧失事故下,反应堆在事故发生后延迟3 s停堆与延迟6 s投入余热排出系统条件下峰值温度为1085 K,低于热管最高运行温度;计算得到了引入阶跃正反应性0.47$与线性引入反应性±0.05$下热管冷却反应堆温度的瞬态响应,最高温度低于热管最高运行温度,且在反馈调节作用下反应堆在更高功率水平下达到新的稳态,体现了反应堆设计方案的良好固有安全性。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型，具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同，以HP-SMTCs堆芯为例，广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响，以HP-SMTCs空间堆核设计为平台，选用不同来源、不同版本的评价核数据，对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算，对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价，比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果，对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算，并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

NUSTER-100电功率串级控制方法研究

热管冷却反应堆（简称热管堆）采用固态堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量,具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆（NUSTER-100）为研究对象,基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型,根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析,提出电功率串级控制方法,其中内环为核功率调节,外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础,设计了电功率串级控制系统,并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证,仿真结果表明,所设计的串级控制系统满足控制性能要求,可以实现反应堆的安全可靠运行。     

热管技术及性能分析程序研究

作为一种高效的热传输手段，热管具备可靠性高、传热温差小、无需外力驱动等特点，因此在航天航空、核工程等领域得到广泛研究和应用。为更好地应用热管技术开展新型反应堆的设计和研发，掌握热管性能分析的理论方法和软件工具，本文开展了热管技术及相关程序的开发。对热管的结构和工作原理、种类、工作特性等进行了分析，研究了热管分析的基本理论和各种传热极限的计算模型。在此基础上开发了热管性能分析程序HEPAC，其具备各类热管的传热特性分析及传热极限计算能力，通过与相关实验数据的对比分析，验证了程序的正确性。相关程序开发为各种热管式反应堆的设计分析提供了重要工具。     

热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量，系统设计本身就极为简化，较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据，为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响，本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型，以eVinci反应堆为例，开展了燃料循环经济性影响因素探索研究，获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响，热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升，经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。      

兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计

针对目前航天技术发展对动力提出的要求,参考国外提出的空间核动力系统设计,提出了新型兆瓦级空间热管反应堆核动力系统概念设计。堆芯为金属锂热管冷却、石墨慢化热中子反应堆,采用转鼓控制反应性,堆芯热量通过热管导出。与国外热管反应堆设计方案中燃料棒与热管相间布置方案不同,本文采用了热管-燃料复合元件,即燃料包裹于热管外壁面。能量转换采用以氦氙混合气体为工质的布雷顿动态热电转换。系统废热通过钠钾合金冷却回路传递到钾热管辐射板,通过辐射换热释放入太空。对热管反应堆堆芯物理及热工进行了初步分析,并对热管辐射板进行了性能分析,结果表明,所设计热管反应堆堆芯在设计功率下满足相应安全性要求,同时热管辐射板具有足够的能力将系统废热导出。     

热管冷却反应堆固态堆芯热力耦合性能分析及结构优化

热管冷却反应堆的固态堆芯具有模块化、无流动回路等诸多优势，受到诸多学者关注。固态堆芯在工作寿期内涉及复杂的热力耦合行为。本文基于ABAQUS对固态堆芯工作性能进行了热力耦合分析。结合子程序的二次开发，综合考虑了间隙传热模型及材料在极端工况下的蠕变、肿胀等行为。探究了各部件之间的相互作用关系。基于有限元仿真对固态堆芯尺寸进行参数优化，使用深度神经网络建立代理模型，使用NSGA-Ⅱ算法获得了pareto前沿解集。相较于初始设计参数，优化后的堆芯最高温度下降8.44%,最大应力下降34.43%,改善了固态堆芯的性能。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

微型核反应堆技术发展趋势研究

微型核反应堆采用四代非轻水堆、热管堆以及三代轻水堆等固有安全性高的堆型,可以为偏远海岛和矿区、边防哨所和基地、应急救灾、太空和深海探索等创新场景提供长续航高可靠能源,具有广阔的应用前景,是实现国家战略的重要技术支撑之一。本研究总结了微型核反应堆的定义和主要研发堆型,描述了微型核反应堆固有安全性高、易于模块化和扩展、可运输性、便于部署、自主运行等创新技术特征,分析了微型核反应堆新型燃料、主回路一体化、新型热电转换装置、非能动安全系统、智能运维以及核能与其他能源耦合等关键技术的发展趋势,可为制定适用于我国的微型核反应堆发展技术路线提供支撑。      

热管堆中分段式温差发电器的仿真分析

温差发电器（TEG）是一种能够直接将热能转化为电能的器件设备,因此可在热管堆中将TEG作为能量转换系统。但当热管堆堆芯的平均或最高温度超过1 000 K后,TEG的缺陷就会暴露出来。分段式温差发电器（STEG）可解决这一问题。本文在COMSOL软件中搭建了STEG模型,确定了数值模拟方法,并对STEG的几何形状和热电性能进行了优化设计,将热管与STEG组合成单通道模型来进行仿真计算。对STEG进行了稳态的仿真计算,得到STEG的几何优化设计,并探究了热电和热力性能,热电转换效率最高可达15.75%,最大应力约为270 MPa。在单通道模型中,结合STEG的最优几何设计,热电转换效率最高可达15.63%。本文工作可为STEG与热管堆结合的数值模拟提供相应的基础。     

The high temperature gas-cooled reactor as a source of high temperature process heat

The nuclear reactor has established itself as a future major supplier of electrical energy. The industrial market for other forms of energy, however, is almost as large and represents a new potential for the use of nuclear reactors. The high temperature gas-cooled reactor (HTGR) has been developed for commercial application in the electric power generation field. Since the HTGR is capable of delivering process heat in the temperature range of 1000–1500°F, it has many applications that would not be possible at the lower operating temperatures of water-cooled reactors. This paper briefly summarizes the development of the HTGR and outlines its salient technical features. Modifications to the reactor that enable it to be used as a process heat source are discussed. Specific applications are developed for coal gasification, steelmaking, and hydrogen production.     

水下航行器微型核电源堆芯设计

热管冷却反应堆因其体积小、功率密度高、使用寿命长、环境适应性强的特点，在飞行器、水下航行器动力系统等领域具有广泛的应用前景，具有重要研究意义。本文在调研国内外相关研究的基础上，针对水下航行器静默式微型核电源，提出了一种热功率2.4 MW、长寿命、低噪声的锂热管冷却堆芯设计方案。采用蒙特卡罗程序进行中子学计算，得到堆芯功率分布、反应性反馈与临界安全特性；采用MCNP5与点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序MCORE计算堆芯寿期。结果表明，堆芯最大功率峰因子为1.42，堆芯寿期达到14 a，堆芯参数符合设计要求，为该型核电源的设计与应用提供了一定的参考。     

Study on startup characteristics of heat pipe cooled and AMTEC conversion space reactor system

Future exploration of deep space requires space power with high power density, light weight, low cost and high reliability. Space reactor is an excellent candidate with its unique characteristics of high specific power, low cost, strong environment adaptability and so on. Among all types of space reactors, heat pipe cooled space reactor, which adopts the passive heat pipe as core cooling component, is considered as one of the most promising choice and is widely studied all over the world. Startup characteristics of this type space reactor are an active topic.Previous studies mainly focused on the startup from high temperature rather than environmental temperature. In order to simulate the transient startup process from frozen state, a transient analysis code (TAPIRS) for heat pipe cooled space reactor power system (HPS) has been developed and applied to investigate the system transient performance during a startup from zero cold power to full power. The code integrates separately validated point reactor kinetics model, lumped parameter core heat transfer model, combined heat pipe (HP) model (self-diffusion model, flat-front startup model and network model), energy conversion model of alkali metal thermal-to-electric conversion units (AMTEC), and HP radiator model. By comparing the simulation results of the models and steady state with those in the references, the rationality of the models and the solution method is validated. It is found that by adjusting the control drum's rotational speed, the reactor can startup from subcritical state to full power state while the heat pipe and AMTEC from solid state to normal operational state. HPS can startup entirely depending on the nuclear power, and the maximum temperature of the heat pipe does not exceed 1250 K in the whole startup process. The maximum errors of the parameters between the simulation results of this paper and those in the literature at the full power condition are less than 5%. Under the accident of control drum failure with largest reactivity insertion, the fuel temperature can be controlled within the safety limits. These show that the reactor system has characteristics of no single-point failures, the self-stabilization capability under accident conditions.     

论解决核电安全问题的途径

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。     

超高温锂热管设计与热输运性能分析

超高温锂热管冷却的核反应堆因其静默性、体积小等优势,在深海核动力和深空探测方面具有广泛的应用前景。为掌握超高温锂热管的传热特性,开展了超高温锂热管设计,并基于热阻网格法开发了超高温锂热管的Python程序,在此基础上对锂热管进行热输运性能分析。通过与其他现有模型和实验数据对比,验证了本文开发的模型精度,且应用该程序校核了本文设计的超高温锂热管,并分析了超高温锂热管在变功率工况下热管结构对热管达到新的稳定状态所需转变时间的影响。结果表明,本文设计的超高温锂热管符合设计要求;增加管壁厚度和吸液芯厚度会增加转变时间;增加冷凝段长度有利于减少转变时间。本文研究为热管堆的优化设计和安全分析提供了依据。