NHR-200Ⅱ型低温供热堆安全特性

为提高低温供热堆的经济性,实现其供电、供气、海水淡化以及供暖的多用途目标,其主要热工参数须大幅提升。因此,提出一种新的低温供热堆堆型NHR-200Ⅱ,相比于NHR-200,其热工参数须大幅提升,同时又必须保持低温供热堆系统简化、固有安全性好的特性。为达到这一目标,沿用了低温供热堆一体化、全功率自然循环、自稳压以及非能动安全系统的设计特点,通过挖掘潜力、合理匹配系统参数来提高效率。对两种设计扩展工况的分析表明非能动安全系统的设计是有效的,反应堆堆芯不会发生裸露。本研究成果也可为其他小型水冷堆的设计提供借鉴。     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。     

微压供热堆HAPPY200总体技术方案

以安全、经济、成熟的核能供热技术为目标,研发了微压供热堆HAPPY200。通过对HAPPY200的总体方案设计、系统关键参数、堆芯方案、热工水力设计、结构方案、主要工艺系统方案、设备方案以及安全评价等方面开展论证和分析,完成了整个核供热系统的概念设计。HAPPY200采用基于大容积水池的安全系统,实现了反应堆系统的非能动安全。HAPPY200的技术方案具有高度安全、系统简化、技术成熟、建造周期短、运行维护费用低及供热品质高等特点,具有广阔的市场前景和市场竞争力。目前已完成HAPPY200的概念设计并确定了示范堆的厂址,正在开展工程设计。     

一体化核供热堆Ⅱ型的开发及应用前景初步分析

在NHR-200的基础上,清华大学核能与新能源技术研究院开发了一体化核供热堆Ⅱ型(NHR/Ⅱ-200).本文主要阐述NHR/Ⅱ-200的一体化技术、自稳压原理、全功率自然循环冷却、非能动安全系统等一体化核供热堆的主要技术特征及核供热堆的安全特性.NHR/Ⅱ-200通过适度提高一体化核供热堆的参数,在三回路提供1.5 MPa蒸汽.NHR/Ⅱ-200不仅可应用于区域供热、热法海水淡化,还可提供工业蒸汽,并与膜法海水淡化相耦合进行海水淡化.     

应用ATHLET程序分析NHR-5负荷跟随特性实验

ATHLET程序是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了进一步评估ATHLET程序对5MW低温堆(NHR-5)瞬态工况的模拟能力，建立了完整的NHR-5分析模型，在此基础上进行了5MW低温供热堆负荷跟随特性实验的计算模拟。并将结果与实验参数以及其它反应堆计算程序(RETRAN-02)的计算结果进行了比较。分析表明采用该程序的燃料元件表面过冷沸腾模型对计算结果有较大的影响。     

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成.本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析.在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性.经验证,该系统的排热能力满足设计要求.     

DHR-200池式低温供热堆SBO-ATWS事故及自然循环能力分析

DHR-200池式低温供热堆(简称DHR-200池式堆)设计有自然循环瓣阀,为检验其安全性,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(SBO-ATWS)事故,使用RELAP5程序对其热工水力参数瞬态特性及其自然循环能力进行分析。结果表明,DHR-200池式堆具有很好的负温度反应性反馈效应,即SBO-ATWS事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,引入负反应性,可使反应堆实现热停堆;事故后,通过非能动方式开启自然循环瓣阀,可建立稳定的自然循环,将堆芯衰变热导出至堆水池内,验证了DHR-200池式堆的固有安全性。     

基于环形燃料的低温供热堆热工水力特性数值模拟研究

为建立低温供热堆热工水力系统的计算流体力学(CFD)仿真模型,针对供热堆堆芯燃料组件结构复杂的特点,采用多孔介质模型对堆芯环形燃料组件进行简化建模,多孔介质的孔隙率、渗透率以及惯性阻力系数通过对1组环形燃料组件精细化CFD模拟结果,采用多孔模型进行拟合得到。典型运行工况的计算结果表明：针对复杂几何采用多孔介质模型简化能大幅提高计算的经济性,多孔介质模型能正确反映参数整体分布趋势,堆芯入口最大流量分配不均匀系数为1.07。本文研究结果对基于环形燃料组件的低温供热堆中热工水力安全设计具有参考价值。     

非能动余热排出系统安全分析程序SAC-PREARS 的功能与应用

SAC-PREARS 是一个用于分析非能动RHRS稳态和瞬态安全特性的专用程序.通过实验验证的用于AC-600 非能动 RHRS安全分析的MISAP 程序,对SAC-PREARS程序进行了稳态计算验证.并应用SAC-PREARS程序对200 MW 核供热堆非能动RHRS稳态和瞬态热工水力特性进行了分析,得出了具有工程意义的结论.     

核电站综合设计和分析平台IDAP的研究

对于核电站的设计和安全分析,各国发展了许多设计和系统分析程序。按处理的问题分,主要有结构设计软件、燃料管理和堆物理设计分析软件、热工水力学设计和分析软件以及严重事故分析软件等等。本文结合 200MW低温核供热堆的设计和分析需要,把以上各个方面的软件统一到一个综合的平台 IDAP(Integrated Design＆ Analysis Platform),各系统实行可视化建模、自动参数转换和传递、耦合计算,大大加快了核电站的设计和分析过程。     

200MW低温核供热堆研究进展及产业化发展前景

低温核供热堆技术是我国独立开发的拥有完全自主知识产权的高新技术。200MW壳式核供热堆采用了一体化、自稳压、全功率自然循环、非能动安全系统和水力驱动控制棒等先进技术,具有安全性高、运行可靠、放射性隔离措施完善,可在热用户附近建设等特点。低温核供热堆技术应用领域广泛,其推广应用具有良好的社会效益和经济效益,尤其是核能海水淡化技术的应用,将是解决淡水资源短缺的有效途径之一。本文简要介绍了2200MW低温核供热产业化示范工程的概况、研究进展,总结了核供热堆的主要技术特点,并给出社会经济效益分析和应用前景展望。     

我国核供热堆的设计特性和安全概念

根据核供热应用的特点和先进反应堆的发展目标，我国的核供热堆采用新的安全原理和一系列先进技术，其中包括一体化布置、全功率自然循环、自稳压、控制棒动压水力驱动和非能动安全系统等，从而使其达到更高的安全标准，同时做到核供热站系统简化和经济上有竞争力。主要论述核供热堆设计应考虑的主要问题、设计特点和安全概念。还给出一些主要的试验和分析研究结果，以验证核供热堆的安全特性。     

5MW低温堆热工水力实验系统动态特性研究

介绍了在５ＭＷ低温供热堆热工水力学实验系统ＨＴＲＬ－５上进行的用阶跃响应法测量低温堆热工水力学实验系统动态特性的实验。该实验给出了热工水力学实验系统不同工况下的动态特性参数。这对系统辨识、核反馈实验以及稳定性分析计算提供了基础数据。     

200 MW低温供热堆容积补偿器仿真

建立高精度的容积补偿器仿真模型是实现200MW低温供热堆全系统仿真的重要环节。本工作将容积补偿器内的水区分成波动水区和主水区,由此建立了有别于二区模型的氮气区、主水区和波动水区三区模型。建模时,对氮气区分别按接近真实空间气体变化的多变过程或按容积补偿器阀门打开的等温过程和阀门关闭的绝热过程进行模拟,前者更接近真实空间气体性质的变化过程。选用吉尔方法求解微分方程。计算结果表明:三区模型更精确地描述了容积补偿器的热工水力特性。本研究结果为低温供热堆及其非能动余热排出系统的设计和运行提供了有价值的分析方法。     

堆芯燃料组件中可燃毒物配置的优化

研究了200MW核供热堆(NHR-200)初始堆芯装料的可燃毒物配置的最优化问题。以最小功率峰因子为目标函数,可燃毒物的质量分数为控制变量。采用可变容差法求解非线性规划问题,得到了一个有参考价值的堆芯布置方案。该优化方法可用于反应堆物理设计     

长寿期供热堆外围组件方案研究

长寿期供热堆LNHR(long-cycle nuclear heating reactor)是在200 MW核供热堆NHR-200基础上发展起来的,是以长寿期、高燃耗、低废物量、低温低压为特征的核反应堆.LNHR的最大特点是循环寿期长达13.9 a,整炉换料.本工作研究不同外围组件方案对LNHR堆芯平均燃耗的影响,提出了外围稀疏组件的设计方案,达到了最佳的燃料经济性.     

200MW核供热堆控制棒水力驱动系统安全特性

２００ＭＷ核供热堆采用控制棒水力驱动系统作为控制棒驱动机构。该系统是以非能动系统为基础设计的，并实现了传动、导向一体化。通过时系统自身固有安全特性及设计安全特性、失压事故下控制棒不发生弹棒的机理以及系统引水管破断冷印剂总丧失量不会导致堆芯裸露的计算结果的分析，表明该系统具有良好的安全特性，在任何失效事故下都能保证反应堆的安全停堆，为具有固有安全特点的２００ＭＷ核供热堆提供了重要的技术支持。     

深水池式低温供热堆堆芯子通道程序改进与计算分析

核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1 902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。