兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

基于节点模型的空间堆系统动态特性分析

建立集总参数法的碱金属冷却空间堆系统动态特性分析的节点模型,利用Simulink软件开发了空间堆系统动态特性分析程序,并利用设计参数对程序进行验证。分析了控制鼓转角和外部负载电阻阶跃变化时的系统动态响应特性。结果显示:在控制鼓角度阶跃变化引入正反应性时,堆芯功率迅速上升尔后由于负反馈而达到新的稳定状态,但热电偶(TE)电功率的输出有一定的延迟。在外部负载电阻阶跃变化时,TE热电转换电功率输出快速升高,使得TE热端温度升高,堆芯温度升高,由于负反应反馈导致堆芯温度下降。比较两者瞬态响应,外部负载电阻的变化较控制鼓角度的变化引起TE电功率输出的响应要快速。     

热管冷却双模式空间堆堆芯瞬态安全特性分析

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。     

热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。     

新型热管反应堆堆芯热工安全分析

针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。     

基于KRUSTY带核实验的热管冷却反应堆瞬态分析程序验证

基于斯特林技术的千瓦级热管反应堆实验（Kilowatt Reactor Using Stirling Technology,KRUSTY）开展了目前国内外唯一完成且公开发表的热管冷却反应堆带核实验,实验开展的工况包括冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故等,这些工况下的带核实验数据对于热管堆瞬态分析程序的验证至关重要。本文自主研发了适用于热管反应堆的瞬态分析程序TAPIRS-D,采用KRUSTY带核实验数据对该程序展开了验证,对实验开展的冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故进行了模拟计算和对比。验证结果表明：TAPIRS-D程序计算结果与实验数据符合较好,各工况下模型计算燃料温度的最大相对误差小于2%,整体功率的计算平均误差小于10%,预测的堆芯功率与温度瞬态响应与实验数据趋势符合一致,验证了TAPIRS-D程序的准确性与可靠性。本文研究可为其他新开发的热管堆热工安全分析程序的验证工作提供参考。     

西安脉冲堆反应性引入事故瞬态安全特性分析

为研究西安脉冲堆（XAPR）在意外引入反应性且停堆系统失效事故下的瞬态安全特性,本文基于XAPR的结构和运行特点,建立了适用于XAPR的瞬态热工水力分析模型,并开发了用于XAPR安全特性分析的瞬态热工水力程序TSAC-XAPR。利用TSAC-XAPR程序对反应性引入事故进行模拟计算,结果表明：当XAPR在额定功率范围内运行时,发生反应性引入事故后,堆芯能依靠自身的固有反馈机制使脉冲堆重新达到稳定运行状态;当运行功率过高尤其是超过临界值时,反应性引入事故将导致脉冲堆关键热工水力参数发生振荡,无法再次达到稳态。此外,不同反应性引入方式将影响堆芯参数在反应性引入过程中的变化趋势,但并不影响其最终稳态值。     

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。      

热管冷却空间反应堆系统启动特性研究

为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置（AMTEC）能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。