CARR堆本体2002年设计工作进展

CARR堆本体结构复杂、设计难度大、涉及面广,其总体设计进展将直接影响整个工程的进度。CARR堆本体施工设计进入关键性的阶段,目前已完成第1批设备衰变箱、钢衬里、预埋件的施工设计,并于2002年底开始加工。堆本体总体结构施工设计也基本完成,目前,正在做由三维设计图向二维工程图转换的工作,为CARR堆本体总图B版的生成作必要的准备。影响CARR堆本体相关     

CARR水平孔道的设计特点

介绍了中国先进研究堆(CARR)水平孔道的用途、在堆本体的布置、水平孔道结构设计及设计方面的特点。     

CARR重水箱与导流箱设计特点

本文介绍了CARR堆本体中重水箱和导流箱的设计思想和解决方案。对结构进行了详细描述,分析了设计中存在的难点。参考全堆芯流致振动试验模型的设计制造和试验结果,采用三维设计软件进行参数化建模和虚拟装配,使设计更加合理和优化,同时保证了各设备之间接口的准确性,解决了设计难点。目前,施工设计已全部完成,设备正处于加工制造阶段。     

中国先进研究堆(CARR)回路系统总体设计特点

研究堆设计不同于核电站,因需要满足不同的使用要求,而具有各自的特点,CARR也不例外。CARR是一座轻水作冷却剂、重水作慢化剂的研究堆,因此CARR回路设计围绕堆本体以反应堆冷却剂系统和重水冷却系统为主体共设置了18条回路系统,本文就CARR回路系统的总体设计特点进行了总结与介绍。     

中国先进研究堆全堆芯流致振动及流量分配试验研究

由于设计和安全评价的需要,对中国先进研究堆(CARR)进行了1∶1全堆芯的流致振动和流量分配试验研究.文章分别介绍了流致振动和流量分配试验研究的技术路线、模型的设计、试验研究的内容、试验方法、试验结果分析和得到的结论等.试验中发现了结构设计的部分问题,设计方根据试验结果改进和优化了最终设计.试验验证了CARR堆内部件和堆芯的设计,为CARR工程通过安全审评提供了依据.     

基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析

建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。     

CARR全堆芯流致振动模型设计概况

CARR全堆芯流致振动试验是在CARR堆1:1试验模型上,进行堆内构件流致振动试验,属于工程验证试验。CARR堆与压水堆结构不同,堆芯结构较小,柔性件更多,流场复杂,堆芯流速高,流致振动问题较为突出,因此,通过流致振动试验确定堆内各重要构件的振动特性和在各种运行工况下的流致振动响应(频率、应变、振幅),找出本体结构设计的薄弱环节,以便为可能的设计修改提供参考依据,按照有关规范评定各部件在设计寿期内因流致振动而产生的疲劳特性以及为安全评审提供重要依据。     

CARR衰变箱及堆水池钢衬里设计难点

中国先进研究堆(CARR)的衰变箱和堆水池钢衬里是CARR中的关键设备之一,本文阐述了CARR衰变箱和堆水池钢衬里的设计,在焊接、运输、大型薄壳设备制造等方面存在的难点问题及解决方案。     

CARR上的应力测量中子衍射谱仪概念设计和模拟研究

中子衍射法是迄今为止可直接测量材料或工程部件内部深处应力场分布的唯一非破坏性方法，在工程上具有重要的应用。中国先进研究堆（CARR)中子散射工程拟建造一台应力测量中子衍射谱仪，其主要功能是测量材料中的残余应力和载荷应力。本文介绍了该谱仪的概念设计方案，并应用蒙特卡罗模拟软件MCSTAS对设计方案进行了模拟研究，对部分中子部件参数进行了优化设计。     

中国先进研究堆冷中子源两相虹吸氢系统的概念设计及可行性试验

提出了中国先进研究堆冷中子源氢系统的概念设计方案,并进行了可行性试验。针对概念设计中采用的两相虹吸氢回路系统,使用氟里昂113进行了1：1的模化试验研究,确定了中子慢化室含气率、热虹吸系统循环能力及各部件的初步结构形式和尺寸。还进行了气泡在不同液体中上升速度的试验研究,以决定密度、粘度及表面张力等物性对气泡上升速度、含气率、系统循环能力的影响,分析得到模化关系,以便将氟里昂模化试验的结果应用于中国先进研究堆(CARR)堆冷中子源氢系统的设计。     

用于磁流体发电的超高温反应堆堆芯设计

本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,给出了堆芯方案及堆芯物理、热工计算结果,并对发射掉落事故进行了计算和分析。计算结果可满足设计要求。     

Core Modification to Improve Irradiation Efficiency of the Experimental Fast Reactor Joyo

Core modification has been investigated to further increase the core burnup and to improve the irradiation efficiency of the experimental fast reactor Joyo. This modification enables the core to accommodate more irradiation test subassemblies that have lower fissile material contents compared with the driver fuel. The design calculations showed that the replacement of the radial reflector elements made of stainless steel with those made of zirconium alloy or nickel-based alloy is effective in improving neutron efficiency. The irradiation test capacity can be increased by reducing the number of control rods based on a reevaluation of the design margin in the control rod worth calculation. The design calculation results show that these modifications, without any change in fuel specification, will be useful for conserving driver fuels and enhancing the irradiation capability of Joyo.     

基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究

托卡马克(Tokamak)聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法(GA)的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数(如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等),并满足给定的约束条件,使得单个或多个目标达到全局"最优",对于堆芯设计具有一定参考价值。     

Reactor core design optimization of the 200 MWt Pb–Bi cooled fast reactor for hydrogen production

In this study reactor core geometrical optimization of 200 MWt Pb–Bi cooled long life fast reactor for hydrogen production has been conducted. The reactor life time is 20 years and the fuel type is UN-PuN. Geometrical core configurations considered in this study are balance, pancake and tall cylindrical cores. For the hydrogen production unit we adopt steam membrane reforming hydrogen gas production. The optimum operating temperature for the catalytic reaction is 540 °C. Fast reactor design optimization calculation was run by using FI-ITB-CHI software package. The design criteria were restricted by the multiplication factor that should be less than 1.002, the average outlet coolant temperature 550 °C and the maximum coolant outlet temperature less than 700 °C. By taking into account of the hydrogen production as well as corrosion resulting from Pb–Bi, the balance cylindrical geometrical core design with diameter and height of the active core of 157 cm each, the inlet coolant temperature of 350 °C and the coolant flow rate of 7000 kg/s were preferred as the best design parameters.     

压水堆堆芯设计特点及其演变

综合论述了压水堆堆芯设计中的化学补偿反应性、标准化无盒大型燃料组件、棒束型控制棒、可燃毒物和采用多区堆芯装料等基本问题。并以上述５大问题为基础,简要叙述了负荷跟踪运行给堆芯设计带来的有关设计问题。此外,简要介绍了当前压水堆堆芯的改进设计及演变过程。     

液态熔盐堆堆芯功率内模控制器设计与仿真

内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略,具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用,以熔盐实验堆堆芯功率控制为例,通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型,采用内模控制技术,结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统,开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明,所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率,实现系统的快速稳定。     

Reactor core design of Gas Turbine High Temperature Reactor 300

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) has been designing Japan’s original gas turbine high temperature reactor, Gas Turbine High Temperature Reactor 300 (GTHTR300). The greatly simplified design based on salient features of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) with a closed helium gas turbine enables the GTHTR300 a highly efficient and economically competitive reactor to be deployed in early 2010s. Also, the GTHTR300 fully taking advantage of various experiences accumulated in design, construction and operation of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) and existing fossil fired gas turbine systems reduces technological development concerning a reactor system and electric generation system. Original design features of this system are the reactor core design based on a newly proposed refueling scheme named sandwich shuffling, conventional steel material usage for a reactor pressure vessel (RPV), an innovative coolant flow scheme and a horizontally installed gas turbine unit. The GTHTR300 can be continuously operated without the refueling for 2 years. Due to these salient features, the capital cost of the GTHTR300 is less than a target cost of 200,000 yen (1667 US$)/kW e, and the electric generation cost is close to a target cost of 4 yen (3.3 US cents)/kW h.

This paper describes the original design features focusing on the reactor core design and the in-core structure design, including the innovative coolant flow scheme for cooling the RPV. The present study is entrusted from the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan.     

球床高温气冷堆吸收体价值计算的验证

VSOP程序广泛用于球床高温气冷堆的工程设计。对于被布置在堆芯侧反射层孔道中、用于反应性控制的吸收体,由于物理计算方法的限制,VSOP程序不具备计算其价值的功能,必须借助其他确定论程序进行外部耦合计算,涉及到几何的近似处理、截面的归并和转换,可能引入额外的误差。为此,本文采用蒙特卡罗程序建立了精细的堆芯模型,真实描述了堆芯活性区的球床结构、侧反射层的孔道结构、吸收体的形状和位置,在同样的堆芯状态下,比较了确定论耦合程序和MCNP程序计算得到的吸收体价值。结果表明：确定论耦合程序的计算结果是准确的,从设计角度上是偏保守的。     

“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。      

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点,模糊比例积分微分(PID)控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩,使得系统的控制精度降低,故设计了一种基于变论域模糊PID控制器的堆芯功率控制策略。以熔盐增殖堆MSBR堆芯为例,在堆芯入口温度扰动或堆芯反应性扰动下,使用Matlab/Simulink对PID控制、模糊PID控制与变论域模糊PID控制下的效果进行仿真对比。结果表明,基于变论域模糊PID控制器建立的堆芯功率控制系统响应速度更快,超调量更小,控制效果更佳。