美国在铀浓缩工厂发现了铍

【日本原子能研究所网站2003年10月21日报道】目前,日本原子能研究所正在利用高温工程实验堆(HTTR)进行高温气冷堆固有安全性验证实验,这也是文部科学省革新性原子能系统技术开发工作的一部分。迄今为止,日本原子能研究所进行了几次降低冷却剂流量实验,验证了高温气冷堆固有的安全性:在急速降低堆芯冷却剂氦流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而且必将使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。反应堆发生异常状态的典型例子就是堆芯冷却剂流量降低的情况。而高温气冷堆却具有在慢化剂及燃料温度上升时,燃料的核…     

日本高温工程实验堆出口冷却剂温度达到950℃

【日本《原子能产业新闻》2004年5月13日报道】 日本原子能研究所2004年4月19日宣布,其高温工程实验堆(HTTR)出口冷却剂温度达到了950℃。 2001年12月,HTTR冷却剂温度达到了850℃,后来又进行了安全性实用实验及常规运行实验。从2004年3月末开始,HTTR进入了升温实验阶段,2004年4月19日在最大热功率30 MW下,冷却剂温度达到了950℃。 正因为反应堆出口冷却剂(氦气)温度达到了950℃,才使得中间热交换器二回路温度上升到了900℃,这是热化学法IS工艺所必需的温度条件。这将使高温汽轮机高效发电成为可能。此前,据说德国的高温气冷堆AVR的…     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

棱柱式高温气冷堆堆芯间隙旁流模拟研究

棱柱式高温气冷堆的堆芯由燃料组件砖块分层、分区垒砌组成,考虑到加工误差以及结构装配,组件之间需要保证一定尺寸的间隙,形成的间隙流道将分流一部分堆芯冷却剂流量,简称间隙旁流。间隙旁流是堆芯结构以及堆内构件设计需要分析的重要因素,为了研究其对于反应堆热工流体性能的影响,采用商用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)程序ANSYS CFX针对MHTGR-350(Modular High-Temperature Gas Reactor 350 MWt)堆型堆芯活性区内流动、传热的复杂现象开展三维数值模拟,通过建立组件砖块、燃料孔道、冷却剂通道以及间隙流道的详细模型,计算得到区域内的流量分配以及温度分布情况。选取关键参数开展敏感性分析,结果显示:进入狭长间隙流道的冷却剂流量主要由堆芯的结构布置以及间隙的尺寸大小决定,间隙越大、旁流占比越大,冷却效率越差,燃料的局部温度越高。同时,在反应堆运行寿期内,间隙尺寸将随着组件形变而发生变化,引起堆内温度分布以及出口温度发生波动,间隙越大引起的波动幅度也越大,不利于堆芯运行的安全性和稳定性。     

日本原研再次启动HTTR功率提升试验

【日本《原子能视野》2001年4月刊第46～47页报道】 日本原子能研究所再次启动以高效率利用反应堆热能为目的的“高温工程试验研究堆(HTTR)”功率提升试验。第一次定期自主检查通过之后,再次开始运行。即以3/2额定功率——(20 MW)进行一回路冷却剂系统试验,进行了启动利用核能的中间热交换器的并列运行。 这次试验是测试该研究堆性能的一个环节,于3月开始实施。然后对反应堆进行调试,从3月末开始以100%额定输出功率(30 MW)运行,到7月前后出口温度将达到850 ℃。 这些功率提升试验完成之后,从今年年底到2002年初将挑战950℃的高温气冷堆…     

日本TEPCO计划重新启动6台核电机组

【日本《原子能视野》2002年12月刊报道】 日本原子能研究所与法国原子能委员会(CEA)将在高温气冷堆系统研究开发中进行新的合作。随着双方“反应堆领域协定”延期5年,将在高温气冷堆领域就有关概念与系统、燃料、高温材料、冷却系统、氢的制造等5项技术进行合作。具体内容包括:信息交流、人员互访、共同研究以及探索多样化的核能利用途径。 原研一直致力于氦冷高温气冷堆“高温工程试验研究堆(HTTR)”以及有效利用核热、用水制造氢的技术等的开发。2001年12月HTTR反应堆出口氦气的温度达到850℃,热功率达到了30 MW。目前原研正在向着…     

池式研究堆自然循环能力试验及数值模拟

自然循环能力是表征反应堆固有安全性能的重要参数,为了分析某池式研究堆非能动安全性,判断自然循环运行工况载热能力,针对堆芯结构特征开发了自然循环能力分析程序,完成了燃料元件出入口水温实测等验证试验。分析结果表明,堆芯自然循环流量计算结果与试验值符合良好,相对偏差小于1.6%;反应堆自然循环能力随堆池水温度升高而降低,当池水温度为40 ℃时,反应堆自然循环能力为710 kW,表明反应堆具有良好的非能动安全性。     

350MW环型球床高温气冷堆失冷失压事故下的热工特性研究

由于环型球床高温气冷堆特殊的堆芯结构，使其在失冷失压事故下堆内最高温度能够明显低于模块式球床高温气冷堆在相同事故下堆内最高温度。当堆芯热功率有较大幅度提高时，环型堆芯仍然能够凭借自身传热机能将衰变热量及时排出，满足失冷失压事故下燃料最高温度限制。这不仅增大了反应堆的安全性能，同时也能够有效地增加反应堆单堆功率，使环型球床高温气冷堆在经济上更具竞争力。本文研究环型球床高温气冷堆在提高功率水平时，反应堆在失冷失压事故下堆内的热工特性，并综合分析了几个重要的结构尺寸热工参数对失冷失压事故下燃料最高温度的影响。     

JAERI申请对HTTR进行安全检查

【《日本原子》1988年12月号第23页报道】日本原子能研究所(JAERI)计划于1989年初,向科技厅申请,批准建造30MWt 的高温工程试验堆(HTTR)。人们预测,核能应用的范围将随着高温热的供应而得以扩大。HTTR 堆将具有高温气冷堆(HTGR)的另一特性——高固有安全性。该堆的建造目的是为了进行各种高温     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

日本三菱重工将为南非高温气冷堆实施可行性研究

【日本《原子能产业新闻》2001年8月23日报道】 日本三菱重工业公司称它已经接受南非共和国PBMR公司为其小型高温气冷堆的氦气涡轮发电机实施可行性研究的要求。该项研究预定在2001年11月完成,然后进行讨论。如果在技术上可行,那么三菱重工将继续参与计划的策划,并打算接手PBMR实机的制造。 PBMR是功率为100 MW级的反应堆,使用石墨球型燃料,以氦气为冷却剂的高温气冷堆。该反应堆使用7%的浓缩铀,堆出口温度约为900℃。这次实施可行性研究的重点是预测氦气涡轮发电机及压气机技术。性能卓越的三菱重工的涡轮机技术曾获得很高评价。 三…     

俄罗斯2003年核发电量创历史最高记录

【日本《朝日新闻》2004年3月3日报道】日本和美国将合作进行有关高温气冷堆产氢的研究。日本原子能研究所将在2005年以后与美国能源部(DOE)合作,利用在美国爱达荷州新建的高温气冷堆生产氢。预计核能的作用将由发电扩展至产氢,这也将推动陷于停顿的核电厂建设。美国早在20世纪80年代末就已实现发电用高温气冷堆原型堆的商运,但由于无法降低成本,现已经中止运行。另一方面,日本原子能研究所在大洗研究所(茨城县)建造了高温气冷试验研究堆,该堆于1998年正式开始运行,并于2001年成功获取稳定输出的850℃热。因此,DOE向日本原子能研究所提出…     

法美俄日将合作开发小型核电站

【据因特网 1 999年 7月 7日报道】　目前 ,高温核反应堆在技术上已不存在太多障碍。法国法马通公司将与美国通用原子能公司、俄罗斯能源部及有关研究所、日本富士电力公司合作 ,运用模块式高温气冷堆技术开发 2 50 MW或 30 0 MW的新一代小型核电站。到 2 0 1 0年左右 ,不管是从技术上还是从经济上考虑 ,这种核电站将成为中型热能和电能生产单位的最佳选择 ,这是法马通公司主持的高温气冷堆国际研讨会得出的结论。模块式高温气冷堆的特点是将氦气同时作为核反应堆芯的冷却剂和驱动气轮机发电的动力 ,提高反应堆出口温度和热转换效率。这个…     

球床模块式高温气冷堆失冷事故特性研究

利用高温气冷堆专用系统分析软件THERMIX程序,对球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)失冷失压和失冷不失压事故的动态特性进行了研究,分析了堆芯功率、燃料最高温度及堆舱水冷壁余热载出功率等关键参数的变化过程,并对影响余热排出功率和燃料最高温度的不确定性进行了评价.研究结果表明,在失冷事故下,堆芯余热可通过热传导、辐射和自然对流等非能动方式传至最终热阱大气,燃料元件和压力容器等重要部件的最高温度均在设计限值内.这为HTR-PM保持模块式高温气冷堆固有安全性不变的同时实现单堆250 MW的功率方案奠定了基础,也为后续高温气冷堆电站示范工程进一步的深入设计研究提供了依据.     

200MW核供热堆的固有安全性

本文分析了200MW核供热堆冷却剂大量丧失的严重事故。事故分析表明:反应堆在发生失水事故时,其动态过程进展缓慢,借助于慢化剂反应性反馈而安全地自动停堆,堆芯始终被水淹没,使得反应堆具有很好的固有安全性。反应堆在失去全部热阱的51.6小时后,堆芯顶部开始裸露,该事故发生频率低于10~(-12)/堆·年。     

超临界轻水堆安全系统设计

本文描述了高温超临界压力轻水堆（Super LWR）的安全系统设计概念,该堆具有向下流动的水棒。因为该Super LWR是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统,所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量,而轻水堆（LWR）的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说,“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒系统加强了这种效应,因为顶部水室和水棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水供给堆芯。Super LWR的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到其自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注人系统来保持,“冷却剂排出”则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。     

世界高温气冷反应堆现状(二)

下面简单介绍一下国际原子能机构一些成员国的高温气冷堆的发展计划:日本早在十年前就开始高温堆发展计划,从那时起日本原子能研究所就开始设计、研究和开发实验性极高温反应堆(VHTR)。该堆的功率为50MW_(th),采用钢压力容器、低浓铀石墨涂敷燃料,有两个主冷却环路和     

350MWt模块式高温气冷球床堆设计研究

提出一种350 MWt模块式高温气冷球床堆(HTR-350)方案设计,该堆采用具有石墨球中心区的环形堆芯设计方案,以强化反应堆在失冷失压事故中堆芯固有余热导出能力,从而可将国外设计的球床式模块堆的单堆功率由200 MW提高到350 MW,改善了模块堆的经济性。文章描述了HTR-350设计特点、主要参数及事故安全特性,并论述为克服环形堆出口气流温度不均匀性所采取的技术措施,给出了堆芯出口气流混合模型实验的结果。     

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。     

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。