超临界水冷动力堆燃料组件的子通道研究分析

与目前的轻水堆相比较，由于超临界水冷动力反应堆(SCPR)的热效率高、反应堆系统简单，预计将降低发电成本高热效率通过超临界压力水冷却来获得、如果冷却剂流体在燃料组件中的分布是非均匀的．由于冷却剂温度提高、冷却剂密度的变化而出现大的流量偏移和传热系数降低的复合效应，燃料包壳的表面温度会局部升高：因此，SCPR燃料组件设计采用基于沸水堆的SILFEED的子通道分析程序SCPR燃料组件具有许多正方形水棒、燃料棒被布置在这些水捧周围。燃料棒的间距和直径分别为11．2nun和10．2mm。由于冷却剂流体在燃料组件内的分布主要取决于燃料棒和水棒之间的间隙宽度、对适当的间隙宽度进行了研究。子通道分析表明，在间隙宽度为1．0mm时，冷却剂流量分布是均匀的，最高的燃料包壳表面温度低于600℃、在设计中提高了燃料包壳的温度裕度。     

水堆压力容器法兰的泄漏与防止

本文摘录了水堆冷却剂压力边界允许的泄漏值,分析了水堆压力容器法兰泄漏的原因,提出了防止水堆压力容器法兰泄漏可能采用的措施.     

IAEA召开“水堆燃料技术和利用改进会议”

1986年9月15日至19日,IAEA 在瑞典斯德哥尔摩组织召开了“水堆燃料技术和利用改进会议”。共有36个国家和机构派出了200名代表参加会议,其中我国有3名代表。会议上交流的报告共有51篇,其中我国一篇,题目是“高燃耗考验组件的设计”。会议重点讨论了水堆燃料设计和性能、燃料材料和行为、结构材料和燃料制造等问题。会议最后一天     

日本热谱超临界水冷堆近期研发活动和未来计划

超临界水冷堆（SCWR）是一种革新型轻水堆（LWR），它在超临界压力下运行，具有直流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率高、电厂系统简化，因此具有投资成本低的潜在优点。     

超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制

超临界水堆(SCWR)是第四代核能系统推荐堆型中惟一的水堆,其蒸汽温度受反应堆功率影响强烈,且动态具有较强的非线性,仅采用传统的比例+积分(PI)控制方法难以达到控制效果。以Canadian SCWR为研究对象,利用移动边界方法建立蒸汽温度的动态模型。基于该动态模型设计了具有前馈和反馈的混合控制系统;反馈控制采用模糊自适应PI控制。瞬态仿真分析结果表明:前馈控制能减小功率变化时蒸汽温度的波动;模糊自适应PI控制能在线调整控制参数以改善控制性能,使蒸汽温度较快达到稳定,控制效果远比传统的PI控制更好,满足超临界水堆控制的要求。     

日本原子能研究所水堆失水事故研究现状

一、概述 日本核电发展较快,其发电量约占总发电量的25％,其中水堆居多数,为开发先进的PWR和安全运行现有的水堆(PWR,BWR),政府特别重视反应堆安全研究工作。水堆安全传热研究集中在日本原子能研究所(JAERI,下称原研)和动燃事业团大洗研究中心。原研近20年执行了庞大的水堆安全传热研究计划——ROSA计划(Rig of Safety     

论解决核电安全问题的途径

从现有水冷反应堆核电厂存在堆芯熔化危险这一安全问题的焦点出发,分析了改进型反应堆AP-600、SIR、非能动安全反应堆PIUS和具有固有安全的模块高温气冷堆MHTGR等的安全特性.按照下一代水冷反应堆的设计要求和用户要求,提出了解决水堆核电厂安全问题的新概念——自安全铀氢锆反应堆,该堆型可能成为世界水堆核电发展的一个方问。中国核动力研究设计院正在探讨这种堆型。     

压力管式超临界水反应堆的设计特点和概念设计

美国和俄罗斯早在20世纪50～60年代就研究过采用超临界压力水冷却的核反应堆概念设计。在中断了30年之后，作为水冷堆的最后发展途径，发展用超临界水（SCW）冷却的核反应堆的理念再次受到关注。 在核反应堆中采用超临界水的主要目的是：①将现代核电厂（NPP）的热效率从33％～35％提高到约40％～45％；②减少投资和运行费用，从而降低电价（-$1000US＆W）。SCW NPPs相对于现代核电厂将具有更高的运行参数（压力大约25MPa、出口温度可达625℃）和简化的流程，在简化的流程中可以取消蒸汽发生器、蒸汽干燥器和蒸汽分离器等。而且高的SCW温度将允许利用直接热．化学工艺产氢，由于反应速率增加，产氢成本很低。 加拿大和俄罗斯正在开发压力管式SCW核反应堆概念。本文讨论了2种通道和燃料棒束的有关设计特点，介绍了俄罗斯运行NPP超临界蒸汽加热器的经验。主要结论是：发展压力管式超临界水反应堆是可行的，与其他热能系统相比，预期具有明显的优势。     

第13届水堆燃料元件国际工作组例会简讯

第１３届水堆燃料元件国际工作组例会简讯第１３届水堆燃料元件性能及制造工艺国际工作组例会，于１９９５年９月２５日至２７日在维也纳ＩＡＥＡ总部举行。参加人员有成员国代表２５人，欧共体代表１人，ＩＡＥＡ工作人员６人。会议安排了今后若干年的主要活动，１９９６...     

压水堆堆芯辐射换热因子研究

严重事故中，反应堆堆芯裸露后，堆芯燃料棒的辐射热被周围热构件的吸收程度对堆芯熔融过程和下封头失效时间的影响很大。辐射换热效果与具体辐射表面形状有关，常用辐射换热因子来衡量。首先对辐射换热因子进行了推导，然后根据计算结果，使用MELCOR程序比较了一种压力水堆LOCA事故下计算值和缺省值对事故进程的影响，差异比较显著。     

包覆燃料颗粒在水堆中应用的初步研究

包覆燃料颗粒(cp)是为高温气冷堆(HTGR)发展出来的,它是HTGR燃料元件的主要组分,实质上,它是全陶瓷材料微型燃料元件。大量的辐照试验和三座试验难及两座原型推的运行经验表明,cp具有一系列独特的性质,特别是其体积稳定性好,裂变产物滞留能力强。为了充分利用cp提供的优越性能,本文研究了cp在水堆燃料元件中应用的可能性。燃料元件燃料装载量、线功率密度和cp直径及松装床热导率的关系的分析表明,振动填装cp燃料元件在一定条件下可以用于水堆。     

并联通道内超临界水流动不稳定性的数值模拟研究

超临界水的流动不稳定性特征研究是超临界水冷堆热工水力设计的重点,为进一步获得超临界水流动不稳定性发生的内部机理,采用系统分析程序RELAP5对已有实验本体进行建模,并基于已有超临界水不稳定性实验数据开展了计算方法的验证;系统研究了并联通道内超临界水的流动不稳定性规律,并对比研究了超临界水与亚临界水的不稳定边界。结果表明,超临界水的流动不稳定界限功率随入口温度的增加存在变化拐点;相同入口温度下,随压力上升,不稳定界限功率增加,超临界水相比亚临界气-液两相流具有更好的稳定性;无量纲准则数在超临界条件下具有适用性,超临界水不稳定性变化规律与亚临界水具有相似性。     

水堆压力容器制造阶段的质量保证

本文根据核电站质量保证法规、标准要求并结合西德、日本有关厂家及国内经验,从管理角度概述了水堆压力容器制造阶段质量保证的有关法规、标准,水堆压力容器的质量要求,质量保证与制造厂应具备的条件和质量保证组织机构等,最后比较详细地叙述了制造过程中必须执行的各项管理。     

超临界水拟临界点的热膨胀系数计算研究

在临界点附近时,超临界水的热膨胀系数很大,随着压力的升高,拟临界点的热膨胀系数迅速下降,拟临界点的热膨胀系数是计算临界相变转换数的基础,对于分析超临界压力下的流动不稳定性非常重要。因此,计算超临界水在拟临界点的热膨胀系数,对于了解和掌握超临界水堆中能量的转换或热量传递非常重要。运用MATLAB曲线拟合工具箱,对超临界水的拟临界点的膨胀系数进行了拟合回归分析。拟合得出了超临界水的拟临界点的热膨胀系数的计算公式。该公式具有结构简单易于计算的特点,最大绝对误差为0.20 K-1,最大的相对误差为0.19%,计算精度满足工业研究与分析的要求。     

日本的超临界水冷堆

<正>【本刊2010年7月综合报道】超临界水冷堆(SCWR)是一种革新型轻水堆,它在水的超临界压力下运行,具有直流式反应堆和直接循环的主系统。由于其热效率     

基于EOS压力迭代的压力波传播CFD模型研究

核能系统内压力波传播将造成水力学载荷效应，实现对压力波传播过程的精确模拟对结构载荷、应力分析而言尤为重要。一维系统分析程序（RELAP5、TRACE等）可用于水堆（压水堆、沸水堆）压力波传播模拟、分析。然而，对于一体化池式堆系统，聚变堆液态金属包层出现的压力波传播现象，如铅铋反应堆蒸汽发生器传热管破裂事故引发的压力波传播问题，系统分析程序不够精细，无法揭示复杂结构空间内的压力波传播行为。针对此问题，本文提出了一种基于EOS压力迭代的二维压力波传播CFD模型及相关算法，编制了程序代码。采用一维空气激波管基准例题和二维压力波传播实例进行了程序验证。前者与理论解和ANSYSFluent对比，后者与ANSYS Fluent对比。验证结果表明本文提出的数值方法、模型可较为合理、准确地模拟单相压力波的二维传播现象。     

芬兰的下一座核电站很可能选择苏联的100万千瓦水水堆

【美国《核子周刊》1983年4月7日第10页报道】据芬兰国家电力局一名经理于最近在南斯拉夫举行的“苏联核技术座谈会”上说,芬兰的下一座电站“很可能选择”苏联100万千瓦水水堆。但该经理说还不知道苏联反应堆的费用。自1979年以来,国家电力局对各种反应     

磁镜聚变增殖堆概念设计

抑制裂变型聚变增殖堆能给10个以上同规模的水堆补给燃料,借助于水堆的经济性能而具有经济上的可行性。设计了这类型的磁镜增殖堆CHD。等离子体半径48厘米,中心室长128米。采用Be作中子增殖剂,生产U-233加浓燃料直接用于水堆。本设计通过燃料增殖剂Th的适当的布置使靠近等离子体区域的裂变得到抑制。U-233在包层中的浓度分布较均匀,因而包层可以整体装卸料。年产U-233 4200kg。此外进行了热工水力、应力、屏蔽、氚在堆中的分布与漏失、放射性、停堆余热和剂量率、电站费用和经济性等分析计算。     

启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置仪控系统设计

启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置是重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统集成研发的综合性实验平台,包含水堆和铅堆两个堆芯。基于该装置的特点设计了启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置仪控系统,对水堆和铅堆两个堆芯的运行实施监测、控制和保护功能。本文介绍了该仪控系统的组成及功能。     

韩国的超临界水冷堆研究

1引言 超临界压力水冷堆（SCWR）由于堆芯出口温度高，具有改善经济性的潜力，又可利用现有沸水堆（BWR）和压水堆（PWR）以及超临界化石燃料电厂的大多数技术，最近受到了核工业和研究机构的关注。第四代国际论坛已经把SCWR选为2030年前可用的、尤其作为一种生产经济电力（USDOE2002）的第四代核电厂的候选堆型之一。