TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应研究

TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式，系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值，并导致了全堆的温度系数也是正值，这对反应性控制系统的可靠性提出了很高要求，因而有必要对其产生的机理进行详细的研究。采用MCNP程序构建了TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯三维精确几何模型，从中子能谱的变化、中子平衡关系的变化以及中子循环因子的变化3个方面详细分析了TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应产生的原因。通过设计验证算例验证了分析的正确性，并找到了可减小慢化剂正温度效应的方法，为未来热离子反应堆的优化设计提供了一个指导方向。     

TOPAZ-Ⅱ系统启动过程模拟

对前苏联热离子反应堆电源系统TOPAZ-Ⅱ进行相应的简化,分别建立了堆芯热工水力模型、中子物理学模型以及热排放系统模型。冷却剂回路采用一维热工水力模型,堆芯导热及翅片辐射导热计算采用二维分析模型。选用6组缓发中子点堆模型,考虑了二氧化铀燃料、热离子发电电极、慢化剂与反射层的温度反馈以及控制转鼓对反应性的控制,计算得到TOPAZ-Ⅱ在正常启动工况下的各处温度、功率、反应性反馈等参数的变化。计算结果与TITAM程序的计算结果符合较好,同时本程序可对启动过程进行更为精细的分析,可为控制系统的设计提供参考。     

基于节点模型的空间堆系统动态特性分析

建立集总参数法的碱金属冷却空间堆系统动态特性分析的节点模型,利用Simulink软件开发了空间堆系统动态特性分析程序,并利用设计参数对程序进行验证。分析了控制鼓转角和外部负载电阻阶跃变化时的系统动态响应特性。结果显示:在控制鼓角度阶跃变化引入正反应性时,堆芯功率迅速上升尔后由于负反馈而达到新的稳定状态,但热电偶(TE)电功率的输出有一定的延迟。在外部负载电阻阶跃变化时,TE热电转换电功率输出快速升高,使得TE热端温度升高,堆芯温度升高,由于负反应反馈导致堆芯温度下降。比较两者瞬态响应,外部负载电阻的变化较控制鼓角度的变化引起TE电功率输出的响应要快速。     

小型核反应堆的发展（二）

快中子反应堆没有慢化剂，具有更高的中子通量，冷却剂通常是液态金属如钠、铅或铅-铋，通常使用碳化硼控制棒。它们在大气压力或接近大气压力下运行，具有非能动安全特性。由于反应性反馈，可实现自动负荷跟踪，即冷却剂流量的降低会导致堆芯温度升高，而升高的温度会减缓反应活动。     

AMTEC转换空间堆系统负荷跟踪特性研究

研究了采用碱金属热电转换（AMTEC）、热管冷却的空间堆电源系统的负荷跟踪特性。分析了外部负载电阻及冷热端温度对模块化AMTEC性能的影响,利用TAPIRS程序分析了AMTEC转换空间堆系统在负载需求变化下的瞬态响应以及系统负荷跟踪特性。结果表明:随着外部负载电阻的增大,AMTEC热电转换效率及输出电功率都先增大到最大值,然后逐渐减小,存在临界外部负载电阻值使得AMTEC热电转换效率和输出电功率达到最大,但这2个临界值不相等;虽然空间堆具有负荷跟踪特性,但系统的固有负荷跟踪特性仅在大于临界外部负载电阻值时存在,当小于此外部负载电阻值时,空间堆系统表现为非负荷跟踪特性。      

空间核热推进粒子球床堆慢化剂温度效应分析

空间核热推进(SNTP)粒子球床堆(PBR)呈现正的慢化剂温度效应,影响反应堆运行安全。基于PBR堆芯物理模型,采用蒙特卡洛中子-光子输运程序(MCNP)对PBR堆芯慢化剂温度系数进行计算。从中子平衡的角度分析慢化剂升温前后堆芯内中子能谱、中子产生率、中子吸收率和中子泄漏率的变化。结果表明:7Li H升温后,堆芯总的中子消失率(吸收率和泄漏率)的增量要比中子产生率的增量少得多,使得PBR堆芯表现出正的慢化剂温度效应,且低温时正温度系数值较大。     

华龙一号反应堆177堆芯核设计

华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。     

小型核供热堆负荷跟踪瞬态和反应性事故过程稳压特性及其稳定性研究

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目(NHR-10)为原型,建立小型一体化自然循环核供热堆分析模型,分析负荷跟踪瞬态工况、反应性引入事故下,核供热堆稳压特性和稳定性。结果表明:一体化核供热堆的堆芯出口欠热度变化小,对于保证堆瞬态过程中堆芯内不发生沸腾十分有利;上部气室容积大小对于瞬态过程中上部气室压力变化趋势有影响;初始堆芯出口欠热度的大小对瞬变过程影响很小,对最终结果影响不大;从反应性扰动分析来看,一体化核供热堆压水运行方式时具有良好的稳定性。     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。     

可移动反应堆热工分析

可移动反应堆的设计采用堆内为热离子转换,堆外为热电偶转换的两级热电转换反应堆。该反应堆共设两个回路,余热由二回路的散热器排放到空气之中。堆芯热功率为210kW,堆内热离子转换效率为6％,堆外热电偶转换效率为5％,输出电功率约23kW,热电转换模块采用板式结构,结构示意图如图1。     

热管冷却双模式空间堆堆芯瞬态安全特性分析

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

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。     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆（PB-FHR）为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明：该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

1 GWt PB-FHR负荷跟踪运行特性分析

为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆(PB-FHR)为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明:该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。     

月基核电源堆芯设计及物理热工特性分析

核能具有长续航、长寿期的特点,能够为月球探索提供可靠能源保障。本文提出月基300 kW（热功率）热离子反应堆方案,通过蒙特卡罗方法进行堆芯物理特性分析,并通过堆芯单通道流动换热计算对反应堆热工安全进行数值模拟研究。计算结果表明,方案能够实现10 a寿期,具备足够停堆深度,但部分温度区间内出现正温度反馈,需要依赖精细控制满足反应堆安全性要求;处于月面微重力环境下,冷却剂流速不小于0.9 m/s时,堆芯最热通道不超过热工安全限值。     

温差热电转换型空间热管冷却反应堆瞬态分析程序开发及验证

热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。     

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。     

HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析

以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。     

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。