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热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,提出了“蛙跳式”启堆控制策略,通过理论分析的方法提出了策略的控制整定值;在系统设计改进方面,提出了增加空气预热器用于热管完全启动前热管冷凝段预热的方案;并采用数值计算的方法对前述方案的应用效果进行了分析和验证。计算结果表明,提出的启堆控制策略和系统设计改进方案减小了启堆过程中堆芯功率的波动幅度,减小了热管启动过程中热管蒸发段和冷凝段的温差,并相应降低了热管热应力,提高了热管运行的可靠性。其研究成果为控制鼓的设计提供了输入,也为反应堆保护与控制系统相关监测参数的设定和热管堆气体冷却系统的设计方案提供了参考。 相似文献
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为了验证小型热管反应堆的可行性,本研究设计了一种高温热管管束的实验装置。该实验装置通过拔出热管模拟热管失效,由电加热棒模拟堆芯燃料棒,用以探究热管失效对热管管束、燃料棒及堆芯基体的影响。实验发现:热管失效带来的最直接影响是堆芯基体局部温度突升,在功率4.2 kW下,单管失效时附近基体温度平均上升约70℃,双管失效时附近基体温度平均上升约120℃;单管失效对其余正常热管影响较小,正常热管蒸发段平均温升15℃,双管失效时,与失效热管相邻的燃料元件平均温升约66℃。本文获得的热管失效下的高温热管管束实验数据可为热管堆的建模仿真提供数据支持。 相似文献
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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%。 相似文献
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热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用热管堆瞬态分析程序HPRTRAN,采用3种启堆模式对其进行了启堆工况计算,研究了每种模式下的启堆特性。结果表明,热管堆启堆过程中会经历较大的功率波动,可能出现不利于启堆的“温度平台”,间隔转动控制鼓相比于连续转动控制鼓,是一种更安全且实际可行的启堆方案。 相似文献
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启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分,为了实现全系统启动分析,以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础,提出了新的宽参数范围的壁面换热模型,在此基础上设计了启动过程的控制系统,包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案,并以中国百万千瓦SCWR(CSR1000)为研究对象,建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型,提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明,再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中,各热工参数变化符合预期,最高包壳表面温度不超过限值温度650℃,验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。 相似文献
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为促进气馈式碱金属热电转换装置(AMTEC)的设计与性能评价,基于气馈式AMTEC压力模型、电模型、热模型,开发了气馈式AMTEC热电转换性能分析程序,以SAIRS-C空间电源中AMTEC模块作为计算对象,计算其输出电功率、热电转换效率、负荷跟踪特性等性能参数。结果表明,该方法所得输出电功率、热电转换效率参数与文献曲线变化趋势基本一致,但负荷跟踪特性等计算值与文献值存在一定偏差。该方法适用于气馈式AMTEC元件性能分析与评价,应用于元件设计时,程序需进一步改进。 相似文献
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静默式热管冷却反应堆(简称热管堆)因其采用高温热管耦合温差发电的能量传输及热电转换系统,具有非能动安全、高可靠、超静音等特点,是未来海陆空天多领域可移动式小型核电源的优选堆型。本文基于多物理场耦合分析平台COMSOL Multiphysics,针对百千瓦级静默式热管堆设计方案,建立了热管堆全系统四分之一模型,包括燃料棒、堆芯基体、热管、反射层、控制棒、滑动反射层、温差发电等系统,开展了稳态工况、单根热管失效工况以及单排热电器件脱载工况下的系统热电耦合特性分析。研究结果表明,由于堆芯基体以及热电系统基体的温度展平特性,单根热管失效不会对反应堆运行以及热电系统输出电功率产生显著影响,热管堆在出现局部热电器件脱载事故时,堆芯温度会因热电系统传热能力下降而升高,未脱载的热电系统仍可以正常工作,保证有效电能输出。 相似文献
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基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。 相似文献
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提出了一种适用于分布式发电系统的小型自然循环钠冷堆AMTEC系统。通过对堆芯的临界计算和热工水力分析,研究了堆芯燃料装载量不变情况下,芯块半径、燃料棒长度和圈数对堆芯有效增殖因数keff、堆芯压降和传热的影响。同时分析了不同额外停堆裕量下,B4C吸收层厚度和堆芯初始剩余反应性随燃料棒圈数的变化关系。计算结果表明:保持堆芯当量直径和冷却剂通道总截面积不变的情况下,减少燃料棒圈数和活性区长度不仅可增加keff,且能降低堆芯压降;为提高额外停堆裕量需增加吸收层厚度,但降低了堆芯初始剩余反应性,不利于电厂的经济性。 相似文献
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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。 相似文献
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为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。 相似文献
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为了验证多用途小型热管反应堆核动力技术的可行性,设计了一个多用途热管堆核电源系统一体化集成实验装置。该实验装置利用高温钾热管实现堆芯冷却及能量传输过程,利用斯特林热机及方钴矿热电片实现动态及静态热电转换过程,本文通过蒙特卡洛程序MCNP完成样机堆芯物理设计,为热管堆原型样机落成提供技术支持。验证结果表明:选用富集度为80%的UN燃料可以满足设计需求;堆芯中子呈快中子谱分布;当2个以上的B4C毒物朝向堆内,反应堆即可实现安全停堆;堆芯功率峰因子为1.37。该研究可为热管堆原型样机带核试验提供参考依据。 相似文献
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为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。 相似文献
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为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数keff、控制棒积分价值以及组件功率分布。研究结果表明,临界有效增殖系数keff、组件功率分布结果与控制棒积分价值均与实测值符合良好。因此SHARK能够应用于数字化反应堆物理计算,具有良好的计算精度。 相似文献
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基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明:堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。 相似文献
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分析了机械泵驱动两相流冷却系统的工作原理、数学模型以及主要参数.在CO2为循环工质的实验台上,对机械泵驱动的主动式两相流冷却系统的主要部件的温度分布特性、阻力特性和流量特性进行了实验研究.对系统的热量传递特性进行计算分析.研究结果表明:冷凝边界的温度波动接近于30 ℃,在沿10 m的蒸发段,进出口温差能够保证小于0.3 ℃,温度随时间的波动小于0.4 ℃.分析表明,机械泵驱动两相流冷却系统具有较高的等温性和较稳定的传热特性;以机械泵为驱动力使得机械泵驱动两相流冷却系统以较小的能耗就能实现较大的热量传递,使主动式热控系统的工作能力得以提高. 相似文献
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为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术,探究核能系统内部真实的物理过程,本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH,可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架,整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象,在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明,该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象;在4 kW的堆芯热功率下,全堆局部温差为21.6K,热应力导致的形变率为2.47%,核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。 相似文献
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为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。研究结果表明,采用低温热管能够实现池式供热堆水池热量向环境大气的非能动导出功能。本研究成果为池式供热堆工程化设计提供了重要支撑。 相似文献
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文章用RETRAN-02程序,对清华大学核能技术研究所设计和建造的5MW低温供热堆的微沸运行启动方式进行了较为系统的研究;分析了控制反应性引入速率、主回路蒸汽冷凝量大小及主回路对外总传热量的大小对启动稳定性的影响。结果表明,在一种新颖的启动方式下,只要对反应堆的某些特定参数作适当的实时控制,反应堆就能从单相向两相微沸运行方式稳定过渡。 相似文献