超临界水冷堆与WWER1000型压水堆的安全特性比较分析

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。它的设计为一次通过循环,其中没有再循环回路。这点是与现在运行的轻水堆的最大不同。在超临界水堆电站系统中,以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为主要的控制方式。通过对比分析超临界水冷堆与田湾核电站WWER1000型压水堆主泵卡轴事故下的安全特性,得出超临界水堆给水流量的丧失会造成反应堆冷却剂流量的丧失,而WWER1000型压水堆给水流量的丧失并不会造成反应堆冷却剂流量的丧失;WW-ER1000型压水堆的安全系统有控制棒、蒸汽发生器的主蒸汽旁排阀、应急给水泵,这些安全配置与超临界水冷堆相似;相比WWER1000型压水堆,超临界水冷堆在压力较快达到稳定状态前提下,其最高包壳温度有个剧烈变化过程,但超临界水冷堆和WWER1000型压水堆在卡轴事故发生后,都能建立稳定的自然循环。     

物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析

物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明：在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。     

应用PFBC-CC技术改造燕山旧电站的环保性能研究

采用PFBC-CC技术来改造燕山电站提高其环保性能,通过建立改造旧电站的技术模型,对改造前后污染物排放量进行计算,分析得出结论可知改造后的污染物排放大为减少。     

不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性

借助Dragon编制超临界水堆(supercritical water-cooled reactor,SCWR)中子截面数据库,并结合双群中子扩散方程建立物理计算模块,同时引入热工计算模块,建立超临界水堆物理热工耦合计算模型。选用2种不同的轴向富集度布置,进行物理热工耦合条件下的超临界水堆稳态特性分析。利用堆芯内部冷却剂温度、慢化剂温度和包壳温度的变化,对比分析了2种不同轴向富集度布置方式下的稳态特性差异,并且通过改变主冷却剂流量进行超临界水堆设计优化。结果表明,不论是轴向富集度单一布置为5%,还是分区布置为4%+5%,耦合条件下轴向功率分布因子均明显偏离余弦分布曲线,且堆芯出口冷却剂温度和最高包壳温度均低于日本东京大学 Oka 教授得到的计算结果。选用轴向富集度分区布置时,可以改善单一布置时的功率峰值严重偏移和部分轴向节点包壳温度升高现象,但是在功率峰值不变且平均富集度较小的条件下,堆芯出口冷却剂温度仍然低于额定值。降低主冷却剂设计流量,可以提高堆芯冷却剂出口温度,从而满足汽轮机入口蒸汽品质的要求。设计优化结果为,当采用轴向富集度单一布置5%时,主冷却剂设计流量值由1418 kg/s降为1219 kg/s;当采用轴向富集度分区布置为4%+5%时,主冷却剂设计流量值降至更低为1035 kg/s。     

钍铀自持循环物理热工特性研究

采用CANFLEX43型燃料棒为驱动燃料棒,基于燃料棒的富集度不同,设计了三种驱动方案。通过Dragon程序及建立的热工模型,对三种方案的燃料棒束栅元物理热工特性及冷却剂平均温度进行敏感性分析研究。结果表明:233U富集度为1.4%的驱动方案下换料燃耗为16 MWd/kg,233U增量为5.9872 g,燃料包壳表面最高温度371oC,燃料芯块中心温度1830oC;单个通道冷却剂最大流量为25.4 kg/s,均能很好满足钍铀自持循环物理热工特性的要求。     

超临界水冷堆耦合条件下水棒热工特性分析

超临界水冷堆中需要单独设计水棒结构,水棒中流过慢化剂水使得堆芯得到充分慢化。本文采用日本设计堆型作为研究对象,自主设计S型、D1型、D2型3种不同水棒结构,并编制物理热工耦合程序,得到不同水棒结构及D2型水棒结构不同内层水棒外边长条件下慢化剂密度、冷却剂和慢化剂的平均密度及功率的轴向分布。结果表明：D2型双层水棒具有更均匀的慢化剂温度分布和轴向功率分布,随着内层水棒外边长的增大,轴向慢化剂密度均值有所提高。     

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。