超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。     

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。      

超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。     

CSR150反应性控制研究

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式，依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er₂O₃作为可燃毒物的基础上，提出采用富集167Er的设计方式，以降低寿期末Er₂O₃带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究，提出控制棒分区设计方案，采用富集硼作为安全棒吸收体材料，提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知，本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。     

环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。     

超临界水冷堆CSR1000燃料组件子通道分析

利用实验数据和计算流体力学(CFD)商用软件CFX对现有子通道分析模型进行研究,分析其在超临界水冷堆(SCWR)分析中的适用性,并根据分析结果对ATHAS程序进行改进。采用改进的ATHAS程序对超临界水冷堆CSR1000燃料组件进行稳态子通道分析,获得燃料组件冷却剂和包壳温度分布、流动压降等参数。结果表明:减小螺旋肋螺距(Hw)可展平燃料组件冷却剂出口温度分布、降低包壳表面最高温度(MCST),但同时燃料组件流动阻力将增大。     

超临界水冷堆技术研发(第一阶段)综述

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)研发的总体目标、技术指标和总体规划,详细说明SCWR技术研发(第一阶段)的课题及专题设置情况。总结了SCWR技术研发(第一阶段)在设计研究、实验及相关技术研究及材料研究中取得的独创性和突破性成果。在国内首次提出了自主知识产权的中国超临界水冷堆(CSR1000)技术方案。     

超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。     

超临界水冷堆CSR1000流动不稳定性研究

针对中国超临界水冷堆(CSR1000)建立堆芯数学模型,开发基于频域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序FREDO-CSR1000和基于时域法的超临界水冷堆流动不稳定性分析程序TIMDO。对程序进行初步验证后,使用其对CSR1000堆芯进行流动不稳定性分析计算,计算结果显示由频域法和时域法计算得到的稳定性边界图都明显分成2个区域,呈现倾斜的双L型,明显存在2个拐点,分别对应流量漂移和密度波振荡2种流动不稳定性现象。2种方法计算得到的CSR1000运行点都处于安全运行空间内,距离流动不稳定性边界较远。     

超临界水堆典型事故分析

选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。     

超临界水堆CSR1000堆芯设计优化

利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量分配方案。研究表明,采用本文所述燃料组件及堆芯设计优化方法,可以有效延长堆芯燃耗寿期。     

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。     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究

简要介绍了中国超临界水冷堆(CSR1000)的总体设计,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。     

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。     

CSR1000启动过程控制特性研究

启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。      

超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。     

超临界水冷堆的安全分析

应用RELAP5-3D程序建立了超临界水冷堆(SCWR)的稳态模型,并在此基础上,分别对SCWR的两种瞬态和两种事故工况进行了分析。汽轮机旁路系统的存在可有效维持反应堆压力,保证反应堆安全。若SCWR失去给水,在辅助给水系统启动之前,向下流的水棒可通过热传导带走堆芯热量,并向燃料通道内提供冷却剂,缓解堆芯升温。因而,向下流的水棒体现了SCWR的安全性。主泵卡轴事故由于没有惰转,最热包壳温度值最大,因而主泵惰转可有效缓解包壳温度的升高。     

CSR1000结构总体设计方案

围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。     

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。