基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆方案研究

超临界二氧化碳布雷顿循环因热效率高、布置紧凑等特点受到了广泛的关注,多种核能系统将其列为备选的动力循环系统。为研究基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆系统的特点,本文在调研和分析的基础上,从反应堆回路数目、动力循环方式、系统参数选取及设备材料选型等方面开展了分析与对比,针对给定的系统配置方式初步分析了系统主要参数特点,并对应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力循环系统的发展提出了建议。     

超临界二氧化碳流动传热特性试验装置调试

<正>超临界二氧化碳布雷顿循环以处于超临界状态下的二氧化碳为循环工质,在中等温度下(450～700℃)该循环具有较高的循环热效率。将超临界二氧化碳布雷顿循环系统作为钠冷快堆的动力转换系统,不仅能提高效率,同时也解决了钠水反应带来的安全问题。在国家科技部"第四代核能系统钠冷快堆关键技术国际合作研发"项目的支持下,开展超临界二氧化碳热工水力方面相关的试     

应用于钠冷快堆的超临界二氧化碳动力转换系统研究

超临界二氧化碳（SCO₂）布雷顿循环由于高效、紧凑和可避免钠水反应等特性而成为钠冷快堆的理想动力转换系统。本文以1 200 MWe大型池式钠冷快堆为系统热源，钠回路温度及热负荷为循环系统运行边界，对比研究了不同SCO₂布雷顿循环系统性能和关键设备性能的变化规律。研究发现，级间冷却再压缩循环与钠冷快堆热源特性匹配性最佳，且循环效率最高（40.7%）。进而研究了不同运行参数对级间冷却再压缩循环效率的影响规律，给出了循环系统效率对各关键影响因素的敏感度，发现循环系统效率对冷端参数的敏感度最强，其次为分流比和透平入口参数，对主压缩机级间压比的敏感度最弱。     

超临界二氧化碳布雷顿循环热力学特性研究

基于热力学第一定律,开展超临界二氧化碳(S-CO_2)布雷顿循环的热力学特性研究。在设备模型构建和初始条件假设的基础上,研究系统采用再压缩循环的热力学特性和参数限制条件。针对进出口温差较大的热源系统,提出了复叠式分流循环方案,开展热力学特性分析和评价,并与再压缩循环进行定量比较,得出各自的适用对象。     

典型超临界二氧化碳强迫对流传热关联式评价分析

对不同类型的超临界二氧化碳(S-CO_2)强迫对流传热关联式进行分类整理,并基于公开发表的实验数据,对典型S-CO_2强迫对流传热关联进行评价。结果表明:传热关联式在拟临界区域预测结果与实验结果存在较大偏差,在传热退化恢复阶段预测能力较差;Dong Eok Kim和Moo Hwan Kim关联式预测结果与实验数据吻合相对较好,84.53%的预测值与实验值偏差在±30%以内。结合评价结果对典型传热关联式的结构特点进行了分析讨论。     

基于FR-Sdaso的法国凤凰堆寿期末自然循环实验分析

系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一,也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆(Phenix)在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验,为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此实验过程,利用自主研发的系统分析程序FR-Sdaso对凤凰堆进行建模,对其自然循环实验开展计算分析,并将主要参数的计算值与实验值进行了对比分析。结果表明,FR-Sdaso可较好地模拟此实验的瞬态过程,可用于开展钠冷快堆此类瞬态的安全分析。     

基于FR-Sdaso的法国凤凰堆寿期末自然循环实验分析

系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一，也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆（Phenix）在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验，为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此实验过程，利用自主研发的系统分析程序FR-Sdaso对凤凰堆进行建模，对其自然循环实验开展计算分析，并将主要参数的计算值与实验值进行了对比分析。结果表明，FR-Sdaso可较好地模拟此实验的瞬态过程，可用于开展钠冷快堆此类瞬态的安全分析。     

钠冷快堆核电厂瞬态特性及固有安全性研究

快中子增殖堆能更有效地利用核燃料,将是用于核电生产的新一代动力堆。快堆安全分析是快堆研究工作的基础和重点。为此建立了模块式结构钠冷快堆核动力厂系统的数学模型,采用计算机仿真方法,在微机上完成了钠冷快堆超功率、失流及失热阱多种事故的瞬态分析。计算结果可与国外大型程序相比较,以此为依据,探讨了为确保钠冷快堆固有安全性应采取的措施。     

钠冷快堆标准现状及其体系预研工作的初步设想

对钠冷快堆的原理和主要技术特征进行了阐述,并简要介绍了国内外钠冷快堆的发展概况及其标准与规范现状,最后在借鉴我国压水堆核电厂标准体系建设规划的指导思想和发展思路的基础上,提出了开展钠冷快堆标准体系预研工作的基本设想以及钠冷快堆标准体系顶层设计的初步考虑.     

China Experimental Fast Reactor （CEFR） Chinese Fast Reactor and GⅣ Advanced Nuclear System

2000年首先由美国提出、2001年众多核能国家认可的第4代先进核能系统（简称“第4代”）共推荐了6种堆型，即钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆、超高温堆和熔盐堆。它们的技术基础不同。世界上钠冷快堆曾建造18座，从实验快堆、原型快堆、直到经济验证性快堆，