轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究

使用改进的系统程序RELAP5建立了一个混合能谱超临界水堆(SCWR-M)模型。为研究混合能谱超临界水堆失流事故特性,以获取缓解混合能谱超临界水堆失流事故的措施,选取反应堆冷却剂泵惰转时间、压力容器上部储水空间容积和安注流量作为主要参数进行分析。研究表明,混合能谱超临界水堆系统的设计是可行的。反应堆冷却剂泵惰转15 s,压力容器上部水空间容积大于27 m³,以及安注流量高于系统满功率稳态流量的5%是缓解混合能谱超临界水堆失流事故的主要措施。     

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。     

典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点.本文结合压力容器式超临界水堆 CSR1000 的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000 反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统.将这套非能...     

Heat-Exchange Regularities and Thermohydraulic Code Verification for Supercritical Pressure Water Cooled Reactors

Atomic Energy - The concept of a nuclear reactor cooled by supercritical pressure water is being developed in different countries as a Gen-IV NPP variant. This article discusses the particulars of...     

Vessel and Channel Fast Reactors Cooled by Boiling Water or Water with Supercritical Parameters

The possibility is examined of developing a vessel-type fast reactor cooled by water with supercritical parameters (BR-VSP) and a channel-type fast plutonium–water reactor cooled by boiling water, using the RBMK scheme, or water with supercritical parameters for burning weapons or power-production plutonium (RBMK-Pu).A reactor with construction similar to that of an RBMK reactor but without the graphite moderator and zirconium can be used for burning plutonium. Removing the graphite masonry while retaining a 25-cm spacing in the square lattice gives a large free volume in the neutron field for holding, for example, cobalt. A neutron-physical substantiation is given for the serviceability of such a reactor with the maximum burnup of removed fuel 10% h.a. and the possibility of obtaining a negative reactivity effect in the case of water loss.     

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

垂直上升光管内超临界水的传热特性试验研究

在压力22.5～30 MPa、质量流速1009-1626 kg(m2-s)、内壁热流密度216-822 kW/m2的试验参数范围内,对均匀加热垂直上升光管内超临界压力水的传热特性进行了系统的试验研究,得到了不同工况下垂直上升光管内超临界水的传热特性,分析了压力、内壁热负荷和质量流速变化对光管内壁温度及换热系数的影响,并...     

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。     

Control of a High Temperature Supercritical Pressure Light Water Cooled and Moderated Reactor with Water Rods

The plant system of a supercritical pressure light water reactor (SCR) is once-through direct cycle. The whole coolant from the feedwater pumps is driven to the turbines. The core flow rate is less than 1/7 of that of a boiling water reactor. In the present design of the high temperature thermal reactor (SCLWR-H), the fuel assemblies contain many water rods in which the coolant flows downward. The stepwise responses of the SCLWR-H are analyzed against perturbations without a control system. Based on these analyses, a control system of the SCLWR-H is designed. The pressure is controlled by the turbine control valves. The main steam temperature is controlled by the feedwater pumps. The reactor power is controlled by the control rods. The control parameters are optimized by the test calculations to satisfy the criteria of both fast convergence and stability. The reactor is controlled stably with the designed control systems against various perturbations, such as setpoint change of the pressure, the main steam temperature and the core power, decrease in the feedwater temperature, and decrease in the feedwater flow rate.     

非均匀加热条件下超临界压力水在垂直管中的传热特性

对超临界压力水在非均匀加热的垂直上升管中的传热特性进行了试验研究.试验参数范围:p＝23～30 MPa,质量流速G＝600～1 200 kg/(m2·s),内壁平均热负荷q＝200～600 kW/m2.试验结果表明:对于周向非均匀加热情况,热负荷及传热系数的周向分布的不均匀性随雷诺数的增加而减小;同一截面上可以同时存在传热恶化和传热强化现象,传热恶化是由局部的峰值热负荷引起的;不均匀加热的垂直上升管内的平均传热系数可以采用均匀加热条件下的公式在相应的平均热负荷下进行计算;非均匀受热管传热恶化后,加热侧中点的壁温升高比相应热负荷下的均匀加热管的低.     

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er₂O₃作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。     

超临界压力下竖直圆管内不同流体的传热特性

为了深入认识超临界压力下不同流体传热中的共性反映出的传热机理及物性导致的特性差异,以水和氟利昂R134a为工质分别在SWAMUP回路和SMOTH回路上开展了竖直圆管内上升流传热试验。在正常传热、传热强化、小质量流速时浮升力导致传热恶化和大质量流速时加速效应导致传热恶化的工况中,氟利昂和水的换热系数（HTC）随无量纲温度表现出一致的变化规律。浮升力无量纲数_πB增大,换热系数与经典关系式计算值之比减小;加速效应无量纲数_πA较小时,换热系数比随_πA的增大而增大,达到峰值后换热系数比随_πA的增大而减小。_πB对超临界水试验数据的相关性更佳,而_πA对超临界氟利昂试验数据的相关性更好。无量纲数表征的超临界压力下传热规律的高度相似性初步验证了以模化流体氟利昂R134a研究超临界水传热特性是合理可行的。     

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴）进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。