高温和超高温气冷堆动力转换方案研究

动力转换单元是高温和超高温气冷堆的重要组成部分。本文对高温和超高温气冷堆的动力转换单元进行研究。从4个关键参数(反应堆出口温度、反应堆入口温度、压缩比和主蒸汽参数)入手,对5个循环方案进行比较分析。综合考虑各种工程因素,上位循环为简单氦气透平循环、下位循环为有再热的蒸汽轮机循环的联合循环方案是具有竞争力的,其中下位循环在高温气冷堆范围是亚临界参数循环,在超高温气冷堆范围是超临界参数循环。联合循环可实现高温和超高温气冷堆热量的高效率转化,且反应堆入口温度在反应堆压力壳材料允许的范围内,具有足够的安全性。     

商用高温气冷堆联合循环方案研究

本文针对高温气冷堆动力转换单元设计了3种联合循环方案,并将3种循环方案在反应堆出口温度900℃的情况下与闭式Brayton循环进行比较。结果表明:闭式Brayton循环在反应堆出口温度较高时,相应反应堆入口温度也较高,这受到反应堆压力壳材料限制,且所需压气机压比较大;联合循环方案的反应堆入口温度低于370℃,反应堆压力壳可使用SA533钢材,无需内壁冷却,且所需压气机压比较小。方案比较显示,提高联合循环效率需增加下位循环出力。方案3的上位循环是简单Brayton循环,下位循环是再热Rankine循环,循环效率可达50.1%。     

高温气冷堆简化型联合循环特性研究

高温气冷堆具有900~1000℃的出口温度而使其具备采用联合循环发电的潜力。在典型高温气冷堆氦气 蒸汽联合循环中,氦气回路多采用预冷器等设备以降低压气机入口温度和压缩功,但这也使反应堆的入口温度过低而影响联合循环效率的进一步提高。为提高循环效率,对联合循环中的预冷器对循环效率的影响进行了热力学分析,提出了联合循环中是否需设置预冷器的判据,并根据这一判据提出了一种简化型联合循环,即无预冷器的联合循环。简化型联合循环的优化结果表明,在950 ℃的反应堆出口温度下,其循环效率可达52.2%,较典型联合循环的效率提高了1.4%,较回热循环的效率提高了1.7%。与回热循环相比,在反应堆出口温度较高而其入口温度要求较低的工况下,简化型联合循环更具有优势。     

模块式高温气冷堆超临界循环一次再热方案研究

基于模块式高温气冷堆先进技术和超临界蒸汽动力循环先进技术,研究了高温气冷堆模块与超临界蒸汽动力循环耦合配置方案。结合超临界热力循环理论及模块化高温气冷堆的特性,研究了超临界热力循环方案及相应的循环参数。针对标准一次再热循环,研究了反应堆模块与汽轮机组匹配模式;计算了循环可能达到的效率,并与先进压水堆效率进行了比较。结果表明：模块化高温气冷堆超临界循环效率比压水堆电厂约高30%。本研究结果可作为高温气冷堆超临界循环电站概念设计的理论基础,为进一步的技术研究与方案设计提供依据。     

高温气冷堆间接联合循环热力学分析

高温气冷堆的堆芯出口温度能达到 950℃ ,可以耦合各种动力转换系统。间接蒸汽 /气体透平联合循环是一个技术发展方向。基于现有的高温堆和动力转换部件技术发展水平 ,提出了四种循环方案 ,分析比较了循环效率。同时 ,对影响循环效率的重要因素做了分析。由蒸汽循环和带有预冷器的氮气透平循环构成的间接联合循环可以作为首选方案。堆芯出口温度为 950℃时 ,循环效率可以达到 4 7%以上。     

高温气冷堆复合联合循环特性研究

高温气冷堆具有900~1 000℃的出口温度,其能量转换系统可采用回热循环和联合循环而具有较高的效率。然而,回热循环对回热器回热度的要求较高,而联合循环的反应堆入口温度较低,不利于循环效率的提高。为进一步提高循环效率,本文提出了一种复合联合循环方案,分析了预冷器和回热器对复合循环效率的影响,并与回热和联合循环进行了比较。结果表明,当反应堆出口温度为950℃、回热器回热度为0.95时,不设置预冷器的复合循环效率可达54.2%。随回热器回热度的增大,不设置预冷器时的复合循环与设置预冷器时的效率差由1.7%逐渐减小。比较回热、联合和复合3种循环方案发现,提高透平总的做功能力较减小压气机功耗更有利于效率的提高。当反应堆出口温度为900~1 200℃时,复合循环的最佳效率较回热循环高3.6%~4.0%,较联合循环高1.9%~2.7%;当反应堆入口温度存在限值且高于500~550℃时,复合循环具有最高的效率。     

高温气冷堆联合循环技术潜力研究

模块式高温气冷堆与燃气联合循环发电分别代表着当今核能界和常规发电界的最先进技术,两者的结合为提高核电的安全性和经济性提供了一条新的思路,是一个极具竞争优势的选择方案。本文通过分析高温气冷堆和联合循环的现状及发展趋势,着重从今后10～20年技术潜力的角度研究高温气冷堆联合循环技术,并给出各种堆芯出口温度条件下的循环方案。例如,堆芯出口温度为1050℃,循环效率可达51.4%。     

高温气冷堆联合循环发电的初步分析

对模块式高温气冷堆的氦气轮机与汽轮机联合循环方案以及氦气轮机进行初步的分析 ,揭示高温堆联合循环发电的一些基本设计特点     

HTR-PM两根一回路连接管断裂的进气事故分析

进气事故是模块式高温气冷堆关注的超设计基准事故之一,石墨氧化腐蚀反应可能导致反射层结构强度减弱、燃料元件完整性和包容裂变产物能力被破坏,以及产生可燃气体等较严重后果。进气事故的分析研究对进一步掌握高温气冷堆的事故特性以及提高反应堆的安全设计具有重要意义。本文基于200MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步设计,假设与一回路压力边界上、下相连的燃料元件进料管和卸料管同时发生断裂,从而形成烟囱效应并导致空气进入堆芯,利用高温气冷堆专用系统分析软件TINTE对自然循环建立及后续的进气腐蚀过程进行了研究,分析了自然循环流量、堆内石墨腐蚀速率、舱室氧气消耗量、燃料元件温度等关键参数的变化。结果表明,即使考虑腐蚀反应的不均匀性,事故后约60h时才会出现首个燃料包覆颗粒裸露现象,燃料元件最高温度峰值低于1620℃的设计限值,保持完好的燃料包覆颗粒仍具有包容放射性裂变产物的能力。同时,如果在相应的时间内采取措施切断进气源,使石墨腐蚀反应不能继续发展,将不会对反应堆的安全造成严重的影响。     

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.     

高温气冷堆气体透平循环方式的技术评价

气体透平循环被认为是高温气冷堆发电的发展方向。循环方式包括直接循环，开式间接循环和闭式间接循环，工质包括氦气，空气和氮气，对于每一种循环都进行了热力学分析和优化计算，并对透平压气机进行了气动设计，研究结果表明，氦气直接循环是一个理想的选择，但是基于现有技术水平难度较大，氦气和氮气闭式间接循环是目前比较现实的方案，可以实现气体透平循环的设想并为将来的直接循环做技术积累。     

耦合高温堆的氦加热无机膜重整器的数值研究

基于拟均相一维模型,对耦合高温堆的氦加热无机膜重整器建立了一个稳态的数学模型,开发了相应的计算程序.结果表明:氦加热无机膜重整器的平均热流密度比常规的氦加热重整器高约25%,这样可实现紧凑的重整器结构,对于整个系统的安全性和经济性具有很重要的意义.利用氦加热无机膜重整器能获得高达95%的甲烷转化率,而压力损失只是略有增加. 当膜厚度比较小和吹扫比比较大时,甲烷转化率随着重整压力的增加而增大,这样高温堆甲烷蒸汽重整制氢系统的高压将由不利条件变为有利条件.     

高温气冷堆氦气轮机基本特性研究

高温气冷堆氦气轮机循环被认为是将来核能发电领域中最有潜力的方案之一。首先对高温堆氦气轮机循环进行分析和优化 ,然后着重从热力学和气体动力学角度研究氦气轮机的基本特性。结果表明 ,氦气轮机有两个主要设计特点不同于通常的燃气轮机 :一个是叶片级数多 ;另一个是叶片高度低 ,这些特性分别由氦气的物性和闭式循环的高压所导致。     

Development of high temperature gas-cooled reactor (HTGR) fuel in Japan

This paper describes experiences and present status of research and development works for the high temperature gas-cooled reactor (HTGR) fuel in Japan. Recently, Very High Temperature Reactor (VHTR) is evaluated highly worldwide, and is a principal candidate for the Generation IV reactor systems. In Japan, HTGR fuel fabrication technologies have been developed through the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project in Japan Atomic Energy Agency since 1960’s. In total about 2 tons of uranium of the HTTR fuel has been fabricated successfully and its excellent quality has been confirmed through the long-term high temperature operation. Based on the HTTR fuel technologies, SiC TRISO fuel has been newly developed for burnup extension targeted VHTR. For ZrC-TRISO coated fuel as an advanced fuel designs, R&Ds for fabrication and inspection have been carried out in JAEA. The irradiation with the Japanese uniform stoichiometric ZrC coating has been completed in the cooperation with Oak Ridge National Laboratory of the United States.     

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

反应堆在停堆后相当长时间内仍具有较高的剩余发热是核电站的重要特性,也是核电站安全分析的关键。因此,对反应堆余热及其不确定性进行分析,对于合理设计余热排出系统、研究论证燃料元件在事故后的安全特性等均具有重要意义。本工作结合德国针对球床式高温气冷堆制定的余热计算标准,介绍了球床式高温气冷堆剩余发热及其不确定性的计算方法,并结合200 MWe球床模块式高温气冷堆示范工程（HTR-PM）的初步物理设计,对长期运行在满功率平衡堆芯状态下的反应堆停堆后的余热及其不确定性进行了计算分析,为进一步的事故分析提供依据。     

高温气冷堆螺旋管式直流蒸汽发生器热工水力学

高温气冷堆蒸汽发生器具有一次侧氦气工质、二次侧直流、螺旋管结构、工作温度高等特点,其热工水力特性与传统压水堆自然循环蒸汽发生器存在很大区别。针对高温气冷堆蒸汽发生器的特点,对其基础热工水力及特有热工水力学问题进行了阐述,主要包括螺旋管内单相及两相流阻及换热计算、横掠螺旋管束流阻及换热计算、温度均匀性及两相流不稳定性等。同时介绍了清华大学核能与新能源技术研究院针对高温气冷堆蒸汽发生器热工设计、温度均匀性及两相流不稳定性等热工水力学问题所开发的一维稳态程序、一维瞬态程序、二维分析程序和方法,并对分析结果和结论进行了讨论。相关研究方法、程序和结论对其他相似参数螺旋管和直管式直流蒸汽发生器具有参考和借鉴意义。     

碳化硅基新型包覆燃料颗粒的设计及制备

TRISO型包覆燃料颗粒可将核裂变产生的气体、固体裂变产物束缚在燃料颗粒内部,是高温气冷堆安全性的重要保障。为满足未来超高温气冷堆在更高温度及更高燃耗条件下对燃料元件的要求,需对传统TRISO颗粒进行优化和改进。基于包覆颗粒的破损机制,设计了两种SiC基新型包覆颗粒,一种采用疏松SiC层替代疏松热解炭层,包覆层由内而外依次为疏松SiC层、内致密热解炭层、致密SiC层、外致密热解炭层;另一种为全SiC包覆结构,包覆层由内而外依次为内层疏松SiC层、SiC过渡层、外层致密SiC层。根据结构设计,采用流化床化学气相沉积法实验探索了疏松SiC的形成机制及包覆工艺条件,并利用SEM、XRD等进行材料分析,最终成功实现了两种新型包覆颗粒的大规模制备。更进一步,提出了全SiC基燃料元件的概念,并制备了球形和柱形全SiC基模拟燃料元件。