超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。     

超临界水堆10年计划

超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器、超临界水堆的主要任务是生产低成本电力，它以2种成熟技术为基础：一是轻水堆．它是世界上使用最广泛的电力生产反应堆；另一种是世界上已在大量使用的超临界燃煤锅炉目前13个国家的32个组织正研究超临界水堆概念有大量关于超临界水堆概念及其技术难点的文献．这里不重述这些通用信息。第四代国际论坛超临界水堆指导委员会已经拟定了验证超临界水堆概念的计划，要求在2015年前完成所有基本研究和开发，并在2020年前建造小型(≤150MWU原型堆本10年计划的目标是评价超临界水堆的技术可行性。因此，本计划的重点是第四代路线报告中所确定的两个关键可行性方面的问题，即结构材料的选择／开发以及安全和稳定性的演示像经济评价、详细设计和材料的确定(codification)等问题在本阶段是次要问题，因此这里不考虑这类问题     

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。      

典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点.本文结合压力容器式超临界水堆 CSR1000 的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000 反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统.将这套非能...     

混合能谱超临界水堆堆芯设计分析

提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分.其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件.慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计.慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值.此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性.所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足.     

混合能谱超临界水堆堆芯热工-物理性能分析

针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆（SCWR-M）进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能（包括燃耗性能）进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。     

超临界水堆的燃料组件设计研究

与现有的轻水堆相比,欧洲高性能轻水概念堆（HPLWR）不但具有更高的系统压力（超过水临界点）,而且具有更高的堆芯冷却剂温升和堆芯出口温度,因此,发电厂汽轮机的发电功率和热效率也更高。在HPLWR中,有7种以上的因素会导致堆芯冷却剂密度发生强烈变化,因此需要为其开发新型燃料组件。系统的设计研究表明：在减少结构材料、优化慢化剂一燃料比和展平燃料棒功率等方面,布置有两排燃料棒及一个中心位置的慢化剂盒的方型燃料组件是最佳的。利用中子学和热力学分析,已完成了HPLWR燃料组件的详细力学设计。此外,提出了上管座、下管座、蒸汽腔室、下部搅混腔室以及下堆芯板等概念设计,组成HPLWR特殊的流体通道。这种设计不仅实现了慢化剂与冷却剂相向流动时的防漏,而且实现了不同介质流的均匀混合。燃料组件设计概念可作为关键部件,用于所有HPLWR的先进堆芯设计。     

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。     

超临界水冷堆CSR150概念设计

超临界水冷堆（SCWR）是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆（CSR1000）概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆（CSR150）概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。     

基于燃料棒层面核热耦合的超临界水堆堆芯研究

针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点,建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化堆芯中子学/热工水力耦合方法,开发了子通道程序NCEDSCWR、节块扩散计算程序MRAPS、多功能程序COUPLE,结合西屋公司组件能谱计算程序PARAGON,构建了堆芯中子学/热工耦合分析程序系统SCAP。以具有121盒燃料组件的超临界水堆堆芯进行模拟分析,研究了堆芯三维功率分布和流体物性分布的特点以及反应性参数与重要同位素密度等随燃耗的变化规律。结果表明,本文提出的精细化核热耦合方法和开发的程序系统可以应用于超临界水堆堆芯的研究与分析,相关研究结果对超临界水堆堆芯设计具有一定的指导意义。     

超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。     

环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。     

超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究

针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性分析计算,计算结果显示由频域法和时域法计算得到的稳定性边界图都明显分成2个区域,呈现倾斜的双L型,明显存在2个拐点,分别对应流量漂移和密度波振荡2种流动不稳定性现象。2种方法计算得到的CSR1000运行点都处于安全运行空间内,距离流动不稳定性边界较远。     

基于频域法超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究

基于频域法研究了超临界水冷堆CSR1000的流动不稳定性。建立了CSR1000的堆芯数学模型,并利用开发的程序FREDO-CSR1000分析了堆芯平均通道和热通道在额定功率和流量范围内的流动不稳定性,得到衰减率、合适的进口阻力系数及超临界水堆的稳定运行区域。计算结果表明：在堆芯额定功率和流量范围内,第1流程的衰减率是单调变化的,第2流程因受进口温度的影响会出现急剧上升和急剧下降的趋势。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。      

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er₂O₃作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。