超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。     

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件k_inf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。     

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。     

超临界水冷堆双排棒组件子通道分析

首先利用先进子通道分析程序(ATHAS)对超临界水冷堆(CGN-SCWR)的双排棒组件进行子通道分析,以考察燃料棒包壳温度等热工参数是否达到安全要求。根据分析结果结合子通道水力直径和冷却剂出口温度,选取一些典型子通道的热工参数结果做详细比对,了解组件中不同类型子通道内的热工参数变化对组件性能的影响。另外,对子通道计算采用的湍流交混系数、轴向摩擦系数和传热关系式进行敏感性分析,以了解经验关系式对计算结果的影响。结果显示:所有热工参数结果均达到设计要求,包壳最高温度为685.3℃,且不同传热关系式的选择对包壳温度的影响明显,最大温差达到了41.3℃。     

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃,22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

超临界水冷堆热工水力与安全研发

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。     

超临界水冷堆堆芯传热特性分析

选取了7种最为广泛应用的超临界水换热关系式,计算分析了超临界水冷堆设计工况下堆芯的传热能力.结果表明,采用不同的公式计算出的平均管出口壁温最大相差27℃.采用KOshizuka-Oka公式,热管流量与平均管相同就可满足壁温安全限值;采用Jackson公式,热管流量需比平均管高18%;采用Krasnoshchekov公式,热管流量则需比平均管高40%才能满足壁温安全限值.这说明,采用不同的换热公式会严重地影响堆芯的设计.在超临界水冷堆的设计条件下浮力对传热的影响可以忽略.     

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。     

超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析

超临界水冷堆(SCWR)作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,冷却剂出口温度可达500℃,具有良好的经济性.本文采用改进的COBRA-IV程序对超临界水冷堆方形组件子通道进行稳态热工分析.对计算结果进行分析可知:减小慢化剂通道中给水质量流量份额和加大慢化剂通道与相邻子通道之间的热阻,可以降低热管焓升,后者还可以得到较好的慢化效果.通过热通道的传热恶化分析发现,超临界水冷堆的设计不能避免传热恶化,必须精确计算传热恶化条件下的包壳温度才能确定包壳能否保证其完整性.     

基于Nyquist准则的超临界水冷堆热工水力系统稳定性分析

针对超临界水冷堆热工水力系统简化模型,采用微扰动线性化及Laplace变换的方法,对热工水力系统的非线性守恒方程进行线性化处理,推导出闭环系统传递函数。用Matlab软件对闭环系统进行了分析和仿真,得到模型闭环系统的稳定边界图,并分析了堆芯入口流速、加热段长度、重力加速度、入口节流系数对系统稳定边界的影响。结果表明,增大堆芯入口流速、加热段长度、重力加速度有利于系统的稳定,而入口节流系数对稳定性边界影响不大。     

物理-热工耦合对超临界水堆系统特性的影响分析

物理-热工耦合是超临界水堆系统分析的关键问题之一。以日本超临界水冷热堆Super LWR的堆芯设计为例,借助Dragon编制中子截面数据库,建立双群中子扩散方程计算模块,联系同时建立的热工计算模块,得到超临界水堆的物理-热工耦合计算模型。通过对比稳态与瞬态工况下耦合前、后的热工工况,分析物理-热工耦合条件下的超临界水堆系统热工特性。结果表明：在稳态工况下,物理-热工耦合将导致内、外组件堆芯功率峰值沿轴向发生明显偏移,使得部分节点的包壳温度升高,但包壳最高温度降低;在瞬态工况下,物理-热工耦合将导致堆芯包壳最高温度的发生位置有所改变。发生给水加热丧失瞬态后,在某一时刻,外部组件的包壳最高温度将转而超过内部组件的包壳最高温度。可见,物理-热工耦合对包壳最高温度的大小和发生位置均可能产生明显影响。计算分析可为超临界水堆瞬态及安全分析提供相应理论参考。     

垂直管内超临界水传热实验研究

在宽广的实验范围内对直径10 mm垂直管内超临界水在不同工况下的传热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流速及压力变化对内壁面温度及传热系数的影响规律。实验参数为：压力23、25、26 MPa,质量流速450~1 200 kg/（m²•s）,热流密度200~1 200 kW/m²。实验结果表明：随主流温度的升高,壁面温度逐渐上升,在拟临界点附近由于物性剧变存在传热强化现象;热流密度的增加以及质量流速的减小均会削弱传热强化现象,并导致传热恶化;压力的影响主要体现在传热恶化、强化的起始热流密度和起始主流温度的不同。     

混合能谱超临界水堆快谱组件优化设计

本工作从热工水力和中子物理两方面对混合能谱超临界水堆混合谱堆芯的快谱区多层组件进行优化设计。对于轴向以再生区和裂变区交替布置的快谱组件,分别改变其轴向布置方式、燃料芯块直径、栅径比及外围燃料棒距组件盒最小距离,并分析它们对组件热工和物理性能的影响,从而得到较优的参数范围,尽可能提高混合谱超临界水堆的固有安全性和经济性。     

环形燃料超临界水冷堆中子学计算方法研究

基于先进组件程序HELIOS和堆芯节块法程序SIXTUS,研发了超临界水冷堆（SCWR）的中子学计算程序FENNEL-N,并通过与蒙特卡罗程序对比分析了其用于环形燃料超临界水冷堆计算的精度。组件验证结果表明：制作多群数据库的压水堆能谱与超临界水冷堆能谱的差异是导致计算误差的主要原因。堆芯验证结果表明：传统的组件均匀化方法在计算超临界水冷堆时会引入较大误差。应用FENNEL-N程序对组件均匀化方法进行了研究,结果表明,采用优化的组件参数少群结构能减少堆芯能谱变化对精度的影响,采用超组件模型计算组件参数可考虑反射层对组件参数的影响。采用新的组件均匀化方法后,FENNEL-N的计算精度满足了预概念设计需求。     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

超临界水冷堆国内外研发现状与趋势

从我国核能长期发展的需求来看,研发第4代新型核能系统将确保核能的长期稳定发展。作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,超临界水冷堆具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势,是国家水冷堆核电技术路线进一步发展的必然选择,也是清洁能源科学和技术领域基础研究国际竞争与合作重要的前沿与热点之一。本文将分析超临界水冷堆的技术特性及它在我国核能长期发展战略中的地位,总结国内外超临界水冷堆的研究现状与发展趋势,提出中国超临界水冷堆的发展方向与路线图。     

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。     

类四边形堆芯子通道内超临界水传热特性研究

基于类四边形堆芯子通道超临界水的传热试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2的超临界水冷反应堆（SCWR）类四边形堆芯子通道物理模型,采用SSG湍流模型,在p=23～28 MPa超临界压力范围,研究了子通道内超临界水的传热特性,分析了压力、质量流速和热流密度等热工参数对类四边形子通道内超临界水传热特性的影响。研究结果表明：采用SSG湍流模型数值研究计算得到的内壁温度与试验结果变化趋势一致。在拟临界区,随压力的增大,相应的换热系数峰值逐渐降低。质量流速的增加,在整个焓区均能明显加强子通道内传热现象。随热流密度的增加,内壁温度逐渐升高,对应的换热系数峰值降低,同时逐渐向低焓区方向移动。     

超临界流体的泄压过程研究

超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。