高温气冷堆进气事故中自然循环建立时间及影响因素分析

进气事故是高温气冷堆所关注的一类超设计基准事故,其中堆芯内外建立稳定自然循环的时间是该事故所重点关注的一个问题。日本山梨大学Tesuaki Takeda教授提出了局部自然对流会对此过程造成影响,并进行了相关实验。本文通过FLUENT程序对该实验进行了模拟计算,计算结果与实验结果相吻合,验证了FLUENT程序在处理此类问题的能力。另外,通过CFD程序可更方便地对自然循环建立过程的敏感因素(如温度、几何结构、阻力系数等)进行分析,所得结果为模块式高温气冷堆进气事故分析提供了依据。     

250 MW球床模块式高温气冷堆进水事故研究

基于250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的初步设计,以高温气冷堆专用系统分析软件TINTE程序为主要工具,对蒸汽发生器1根传热管双端断裂设计基准的进水事故进行了分析,研究了反应堆温度和压力的变化特性、球床石墨的腐蚀率以及安全阀开启所造成的可燃气体排放等.此外,还分析了风机挡板关闭失效情况下堆内温度分布差异所造成的自然循环对事故后果的影响.计算结果表明:在蒸汽发生器1根传热管双端断裂、最大进水量600 kg情况下,事故后燃料元件的最高温度远低于设计限值,化学反应所引起的石墨腐蚀不会造成反应堆结构强度的破坏和燃料元件的意外破损,释放到反应堆舱室的可燃气体含量也不存在爆炸危险.     

底反射层氧化对模块式高温气冷堆进气事故的影响分析

进气事故是模块式高温气冷堆(HTR-PM)事故分析中重点考虑的一种事故类型。核级石墨在高温气冷堆中被广泛用作反射层材料、结构材料和慢化材料等。在进气事故中,燃料元件基体石墨发生氧化反应增加了燃料颗粒裸露和放射性释放的风险,底反射层发生氧化反应降低了石墨材料的机械性能,可能破坏堆芯底部结构的完整性。本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE,分别选取两种不同氧化速率的石墨材料作为底反射层材料,以热气导管双端断裂的进气事故为例,分析不同材料对进气事故的影响。在保证底反射层完整性的前提下,底反射层采用高氧化速率的材料时,能明显降低燃料颗粒裸露和放射性释放的风险。     

HTR-PM进气事故缓解措施初步分析

热气导管双端断裂(DEGB)事故因其可能造成的严重后果逐渐引起研究者的大量关注。对于200 MWe球床模块式高温气冷堆(HTR-PM),DEGB进气事故是其事故安全分析中重点关注的事故类型。针对HTR-PM DEGB进气事故,提出了从装料管注入一定流量的氮气或氦气以缓解事故后果的方案,并利用系统分析程序TINTE-TIIXUW,计算分析了注入不同流量氮气和氦气对进气事故的缓解效果。分析结果表明,注入氮气时,注气流量需达到一定值才能起到缓解效果,而注入氦气时,注气流量小或大均能有效缓解事故后果,这为后续的实际工程应用提供了很好的参考和帮助。     

HTR-PM反应堆舱室自然对流特性数值分析

为研究HTR-PM反应堆舱室自然对流特性,本文分别就黑度系数、辐射模型、流动模型及壁面处理方式等进行了讨论,摸索出适用于HTR-PM反应堆舱室自然对流数值分析的模型。利用该模型,对影响反应堆舱室自然对流的内外壁面温差、径向间距与环形空间高度比、水冷壁钢板高度与环形空间高度比、内外壁面半径比和内壁面温度不均匀分布等5个因素进行数值分析,并对部分因素给出相关的拟合公式,对于HTR PM反应堆舱室设计、分析具有一定的参考价值。     

HTR-PM高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算

在球床式高温气冷堆堆芯内,影响石墨球摩擦磨损率的关键条件为载荷与温度。此前,中国辐射防护研究院研究了载荷对石墨球摩擦磨损性能的影响,得到了石墨球磨损率与载荷的关系。本文在此基础上进一步研究了温度对石墨球磨损率的影响,通过拟合得到了石墨球磨损率与石墨球所受载荷、温度之间的关系式,结合HTR-PM高温气冷示范堆内燃料元件所受载荷和温度的分布情况,计算得出石墨球之间摩擦产生的石墨粉尘量约为14.01 g/d(5.1 kg/a)。     

HTR-PM进气事故氧化分析

对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)而言,进气事故是高温气冷堆事故分析中重点关注的类型之一。在HTR-PM进气事故中,热气导管双端断裂(DEGB)事故尽管发生概率极低,由于其严重的事故后果仍引起了研究者的大量关注。针对HTR-PM热气导管双端断裂事故,本文利用高温气冷堆专用系统分析程序TINTE-TIIXUW,详细分析了稳定自然循环建立后堆芯及底反射层的氧化情况。结果表明,在保守假设条件下,事故后144 h,燃料最高温度不会超过设计限值,燃料包覆颗粒不会发生裸露,底反射层也不会因氧化发生失效。     

HTR-PM控制棒组件机械可靠性分析

运用机械可靠性理论,利用力学仿真分析高温气冷堆示范工程——球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）控制棒组件的受力情况和薄弱区,识别出其薄弱区位于控制棒组件连接头位置;基于概率断裂力学的可靠度-寿命计算方法,结合辐照对疲劳寿命模型的影响,并考虑所受应力情况,建立可靠度-寿命模型,计算HTR-PM控制棒组件在辐照减弱系数为0.7时的可靠度-寿命。计算结果表明,可靠度水平为0.99时,HTR-PM控制棒组件寿命约为15万次动作循环,辐照对控制棒组件寿命影响较大。本研究可为HTR-PM控制棒组件设备可靠性管理提供参考。      

HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析

热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。     

HTR—10热气导管断裂事故下的扩散自然对流瞬态过程分析

热气导管断裂事故是１０ＭＷ高温气冷试验堆（ＨＴＲ－１０）的假想事故。为了分析该大破口事故初期的扩散自然对流的瞬态过程，本文提出了一个一维扩用自然对流模型，并用日本原子能研究院（ＪＡＥＲＩ）的倒Ｕ型管内的扩散自然对流实验验证了该模型。利用该模型分析了ＨＴＲ－１０热管导管断裂事故下的扩散自然对流过程。结果显示：经过４００００ｓ的时间延迟形成稳定的自然对流。     

高温气冷堆示范电站一回路舱室区域模块化设计研究

一回路舱室是高温气冷堆示范电站建造的关键区域和难点之一。为提升该区域的建造质量和效率,针对一回路舱室区域开展模块化设计研究。通过方案比选,确定了支架模块方案的总体技术方案,提出模块化划分与设计的原则,完成该区域的模块化设计方案,利用三维设计软件CATIA构建各模块的三维模型,并对模块支承结构的强度和热应力进行设计校验,最后对设计方案的施工可行性与应用效果进行分析。结果表明,该方案可行,压缩工期效果明显。本研究结果在高温气冷堆示范电站工程上得到实际应用,有效提高了一回路舱室的建造效率,经济效益显著。     

高温气冷堆蒸汽发生器换热管断裂事故进水量影响因素分析

以清华大学核能与新能源技术研究院设计的250 MW球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)为例,对蒸汽发生器换热管断裂事故下影响一回路进水量的一些因素进行了分析.分析结果表明:除了断管位置、破口面积等对一回路进水量有直接影响外,进水量还与泄放管线直径、节流孔直径、泄放阀门选择、泄放系统动作设定等因素有关.合理地选择参数可有效排空蒸汽发生器内存留的水,避免一回路大量进水并减少一回路放射性物质向二次侧泄漏所造成的污染.     

HTR-10一回路放射性石墨粉尘实验系统设计及研究

在10MW高温气冷堆(HTR-10)氦净化系统中,设计并建造了用于取样收集一回路放射性石墨粉尘的实验系统。结合国外已有的研究结果,根据HTR-10氦净化系统的运行参数进行了模拟计算。计算结果表明,该实验系统能有效过滤收集到的放射性石墨粉尘。所设计的取样过滤器便于拆卸和后期测量,可实现对放射性石墨粉尘进行长期系统的研究,给出反应堆不同运行工况下一回路氦净化系统中石墨粉尘及固体裂变核素活度的信息,将为HTR-10高温气冷堆裂变产物行为研究提供大量重要的实验研究数据。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。     

高温气冷堆核级石墨相关问题研究

本文通过对石墨在高温气冷堆中的运行环境进行了分析,研究了在石墨堆内构件设计中的关键问题和在高温气冷堆单个模块及其未来发展中核级石墨的需求。从原料、成型及中子辐照等角度分析了核级石墨国产化研究方向。根据核级石墨目前的研发形势,进行了风险问题分析。