高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究

石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。     

HTR石墨砖单柱模型抗震试验与分析

高温气冷堆的堆芯结构材料主要为石墨砖,在地震载荷下的动力学响应比较复杂。基于山东荣成石岛湾200 MW高温气冷堆示范核电站(HTR-PM)的设计,建立石墨砖单柱模型进行不同工况的振动台试验。通过白噪声、正弦波和人工地震波进行动态特性探查试验和功能验证试验,获得结构的自振频率、阻尼、加速度和位移响应等参数。结果表明,石墨砖单柱的非线性特征明显,自由状态下结构的一阶自振频率在1~5 Hz之间。石墨砖间的相对位移小于5 mm,满足设计准则要求。     

石墨堆芯结构抗震研究

具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不同时期不同国家对石墨堆芯结构抗震的研究方法及成果。气冷堆发展的初期,石墨结构的整体特性研究很少,尚不能满足我们国家建造示范电站的需要。本文阐述了我国在设计、建造和运行HTR-10过程中关于石墨结构抗震的研究思路,并且介绍了HTR-PM项目研究进展以及今后将开展的侧反射层相似理论模拟研究。     

石墨堆芯结构在地震激励下动态响应的数值模拟

模块化高温气冷堆（HTR-PM）石墨堆芯结构是多体结构,其动态特性研究是复杂的非线性问题。国内外开展了一系列研究,未能较好解决。为了分析该非线性结构的动态特性,本文介绍一种数值模型,将石墨砖和碳砖简化为质点,各部件的接触简化为连接器单元,通过碰撞试验拟合获取连接器参数。数值模型计算的位移基本同1∶1双层四砖石墨组件试验位移时程结果吻合。分析证明,模型对参数不敏感,计算结果准确高效。因此,可将此模型用于石墨堆芯结构的位移分析。     

HTR-PM侧反射层结构相似模型抗震试验与分析

采用石墨键榫系统连接固定的HTR-PM堆芯在地震下表现出非线性特征。为研究HTR-PM堆芯的非线性响应,清华大学核能与新能源技术研究院开展了堆芯侧反射层结构的1∶3相似模型抗震试验。试验模型由石墨砖、碳砖、石墨圆榫、方键和燕尾键组成。试验分下筒无球、下筒有球和全模型有球3种工况。每种工况分别施加白噪声、OBE、SSE等多种载荷。通过试验获得了侧反射层模型的模态、加速度动态响应、位移动态响应等结果。试验加载符合安全标准,堆内构件在地震载荷下的完整性得到验证。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

反应堆堆芯容器在泄压冲击波作用下的应力分析

１０ＭＷ高温气冷堆是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性，本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为，给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变，以及堆芯容器内的应力瞬变，这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。     

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性，利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型，设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案，研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性，并初步分析了氙震荡。研究结果表明，该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计；径向功率分布均匀，轴向功率分段呈凹曲线形式；中子通量密度水平较低；中子能谱受温度影响较大，受燃耗影响较小；温度系数受燃耗、温度影响显著，燃料、活性区石墨系数为负值，反射层石墨系数为小的正值，堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小，满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。     

球床式高温气冷堆MOX燃料循环优化

与压水堆相比,球床式高温气冷堆能在堆芯结构不做明显改变的情况下采用全堆芯装载混合氧化物（MOX）燃料元件。基于250 MW球床模块式高温气冷堆堆芯结构,设计了4种球床式高温气冷堆下MOX燃料循环方式,包括铀钚混合的燃料球和独立的钚球与铀球混合装载的等效方式,采用高温气冷堆设计程序VSOP进行分析,比较了初装堆的有效增殖因数、燃料元件在堆芯内滞留时间、卸料燃耗、温度系数等主要物理特性。结果表明：采用纯铀和纯钚两种分离燃料球且铀燃料球循环时间更长的方案,平均卸料燃耗较高,总体性能较其他循环方式优越。     

在冷却剂流量降低时高温气冷堆仍然安全

【日本原子能研究所网站新闻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试验堆(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,验证了高温气冷堆的固有安全性。即,即使在急速降低堆芯冷却剂氦气流量的情况下,反应堆的功率会随着冷却剂流量的降低而降低,而不必使反应堆停堆,从而避免了堆芯温度的大幅上升。 堆芯冷却剂流量降低是典型的反应堆异常工况。而高温气冷堆具有以下特性,即在慢化剂石墨和燃料温度上升时,燃…     

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。     

ASME规范概率评价方法对细颗粒石墨的适用性研究

石墨由于其高中子散射截面和低中子吸收截面特性,被广泛应用于第四代高温气冷堆中作为慢化剂、反射层和堆芯结构,故保证其结构完整性对反应堆的安全运行非常重要。由于石墨材料强度分散,概率论方法评价其失效较常用的确定论评价方法更为合适。目前,美国ASME规范采用的概率方法主要针对NBG-18这种大颗粒石墨,对我国高温气冷堆核电站工程项目采用的细颗粒石墨IG-110的适用性未知。同时,我国成都碳素生产的高温堆备选石墨NG-CT-01颗粒大小与IG-110相似,也为细颗粒石墨。因此,文章研究ASME规范概率方法对细颗粒石墨的适用性,并通过实验数据加以验证。结果表明,对于细颗粒石墨,ASME规范过于保守,低估了材料的强度性能。     

高温气冷堆结构中的力学问题

本文着重介绍了高温气冷堆结构中的力学问题。由于高温气冷堆采用石墨作为主要结构材料,因而在高温、高辐照以及氧化气氛中石墨力学特性的研究是本文介绍的重点:诸如石墨在上述工作环境下的物理性质及力学性质,石墨的疲劳特性、石墨的应力分类及破坏准则等。对高温气冷堆压力容器(PCPV)应力分析中混凝土的徐变及开裂问题的研究,本文也做了介绍。     

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.     

高温气冷堆石墨材料的疲劳裂纹扩展综述

迄今为止,各国的高温气冷堆均采用石墨作为其堆芯活性区及反射层的主要结构材料。由于堆内的高温高辐照环境,石墨构件一般承受较高的热应力及辐照应力,这些应力的循环变化将引起疲劳载荷。     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的“系统分解,逐级传递”的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_eff和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。     

高温气冷堆不确定性分析的新进展

球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的"系统分解,逐级传递"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性。清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展。目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架。在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析。然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响。此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数k_(eff)和功率分布的影响。从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果。     

高温气冷堆用石墨材料氧化行为研究进展

核级石墨是高温气冷堆重要的慢化剂、反射层和结构材料,其氧化腐蚀性能对反应堆安全运行至关重要,因此已成为核材料学科的研究热点之一。本文综述了国内外在核级石墨氧化腐蚀领域的研究现状,总结了核石墨氧化的化学动力学模型、失重率影响因子模型以及模拟计算模型,提出了高温气冷堆用石墨材料氧化腐蚀的研究方向。     

高温气冷堆和轻水堆超铀元素管理特性研究

乏燃料中长寿命锕系元素对环境造成长期潜在危害,本文研究球床高温气冷堆不同燃料循环中超铀元素的产生和焚烧特性。在250 MW球床模块式高温气冷堆示范电站HTR-PM铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚作为核燃料,设计了PuO₂和MOX燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与HTR-PM相同结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。采用高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆一次通过燃料循环和不同闭式燃料循环的超铀元素焚烧特性,并与轻水堆燃料循环结果进行比较和分析。结果表明：高温气冷堆一次通过燃料循环超铀元素生成率约为轻水堆的1/2;高温气冷堆闭式燃料循环能有效嬗变超铀元素。     

清华大学 20MW实验研究堆堆内构件的动力学分析

清华大学20MW实验研究堆采用流行的紧凑堆芯设计模式，其堆内构件包括内外支撑筒、支承板、重水箱、堆芯组件部分。此项研究采用板壳、梁、杆等有限元单元的组合模型对堆内构件进行简化，建立了一个反映其结构特性的有限元整体模型；然后对其进行模态分析、响应谱分析以求得结构的模态参数和实际的厂区地震载荷下的最大响应；最近按照应力响应情况，评定了堆内构件结构设计的合理性。分析结果证明，在地震工况下，堆体结构的应力、位移响应满足安全要求。