余热排出系统中的热管设计及传热性能研究

本文建立了单根热管的优化设计流程及其传热传质数学物理模型,考虑热管的工作环境,对用于核反应堆非能动余热排出系统中热管换热器的热管进行了完整的优化设计和传热特性分析。分析表明：复合型吸液芯热管满足余热排出系统的传热需求,其传热功率主要受热管毛细极限、沸腾极限及总热阻的影响。相同吸液芯厚度下,复合型吸液芯热管的毛细极限较单一丝网吸液芯热管的毛细极限提高100%～700%。改变热管的外径或吸液芯厚度,即蒸气腔直径减小,沸腾极限明显减小。当单根热管传热功率大于1 kW时,热管各段长度分别为0.4、0.2、0.4 m,外径为30 mm,吸液芯是厚度为2 mm的400目+50目复合型丝网结构。本文为高性能的热管换热器设计及传热特性分析提供了理论支撑。     

空间堆热管输热能力分析

为保证空间堆的传热安全,空间堆热管必须工作在各种传热极限以下,并能满足避免单点失效的安全要求。本文建立了空间堆热管黏性极限、声速极限、携带极限、沸腾极限和毛细极限5种传热极限计算方法,并改进了毛细极限计算模型。利用建立的方法计算了分段式热电偶转换的热管冷却空间堆电源系统堆芯锂热管、辐射散热器钾热管和碱金属热电转换的空间堆电源系统堆芯钠热管的传热极限。结果表明,空间堆用锂热管和钠热管的毛细极限分别为25.21kW和14.69kW,钾热管的声速极限为7.88kW,其传热设计冗余量分别大于19.4%、23.6%和43.2%。空间堆堆芯热管在正常运行时限制其热量输出的传热极限为毛细极限,而限制散热器钾热管正常运行时热量输出的传热极限为声速极限。     

研究性重水反应堆内壳更换的辐射防护

本文叙述了在更换研究性重水反应堆内壳中的辐射防护方法、辐射监测与评价。所采取的辐射安全管理和辐射防护措施有效地保证了工作人员、工作场所及周围环境的安全。更换内壳所用集体剂量当量为23.37人·雷姆,其中外照射为22.4人·雷姆,它主要来自~(60)Co 的贡献。氚所产生的集体剂量当量为0.97人·雷姆,其它核素的污染均小于 MPBB的0.15%。     

十二个数量级的反应堆启动和周期保护装置

本文描述一种新型的用于反应堆启动过程中的功率和周期测量及周期和小功率保护装置。它以 BF_3正比计数管和裂变电离室为探测器,测量从源区到满功率的十二个数量级的中子通量,它给出对数和线性数字功率及模拟周期与数字周期指示,并能自动打印所测得的数据。实现了探测器的自动切换和电源电压的连续监测。由于它具有量程宽、功能多、自动化程度高等特点,它可以作为一种较理想的安全监测装置接入反应堆保护系统。     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出了结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87 MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02 MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^-6。SiC层对¹¹⁰Ag、⁹⁰Sr、¹³⁷Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了T...     

中国实验快堆堆芯出口区域温度监测点布置计算验证

借助通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆堆芯出口区域进行稳态热工数值模拟。利用模拟计算结果,对堆芯出口钠温监测点布置的合理性及对燃料组件内发生局部堵流监测的可行性进行了研究。结果表明：这些检测点的布置位置是合理的;应用这些监测点监测组件堵流是可行的。     

核反应堆故障早期检测和在线状态监测方法

即将颁布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的动态特性的监测。本文强调了标准所包含的核电站新型仪表控制系统的监测方法。新系统不同于传统的监测系统,它的主要目的是早期故障检测．以便向电厂操纵员和检查维修人员提供有用的状态信息。     

不同背压下旋流式气液分离器工作特性

以一种适用于熔盐堆脱气系统的旋流式气液分离器为研究对象,利用流动可视化技术,对分离器气芯的形成进行了深入研究。研究结果表明,分离器的分离效率与气芯密切相关,分离器内形成稳定气芯就可实现对流体中气相的连续分离,分离器的背压对气芯的形成有重要影响。通过高速摄像技术记录了气芯的演变过程,气芯的演变主要分为负压、平衡、微正压和稳定四个阶段,不同的旋流数S和雷诺数Re下均可经过四个阶段最终形成稳定气芯,只是对应临界背压不同,分离器的经济性不同。利用计算流体动力学模拟软件Fluent模拟了背压对气芯形成过程的影响,计算结果与实验结论基本一致,背压越大,气芯越稳定,但分离器分流比越高,经济性越差,背压超过一定值时,贯穿分离器的气芯将逐渐被压缩变短。     

冷却剂流量降低停堆保护系统整定值分析

在确保反应堆安全的基础上 ,尽量扩大电厂的运行区域是反应堆停堆保护系统设计以及整定值确定的原则。本文通过对电网运行要求的分析 ,得到了恰希玛核电厂主泵低转速和一回路低流量停堆整定值 ,随后的安全验证表明了其对冷却剂流量降低事故保护的有效性     

Conceptual design modifications of the cooling system of MNSR reactor to increase its maximum continuous operation time

To increase the maximum daily operation time of Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) reactor several conceptual thermal hydraulic design modifications have been investigated aiming at the improvement of reactor cooling conditions to limit the increase of average core temperature. For this purpose an integrated full-scale thermal hydraulic-neutronics model using the advanced code ATHLET has been developed, tested and verified. The selected design modifications rely upon introducing auxiliary cooling systems operating in four different modes to cool pool water or reactor water using heat exchanger located either inside or outside of reactor pool. The simulation results show that the increase of continuous reactor operation time varies between 1 and 8 additional operation hours. The optimal results are achieved for the second and the fourth options that use external heat exchanger. The second option enables the extending of continuous operation time up to 10 h and the fourth up to 15 h, both at nominal reactor power and under the assumption of initial excess reactivity corresponding to the fresh reactor core. The analysis included the evaluation of xenon poisoning effect on the increase of operation time. It has been shown that its remarkable effect starts after the first 3 operation hours and increases continuously after that. For the best cooling options, where the average core temperature is being fixed at certain value resulting in complete elimination of reactivity feedback of cooling temperature, xenon effect becomes the exclusive limiting effect during the later operation phase. The analysis discuss also general aspects of technical realization for the different cooling options in relation with the specific features of MNSR and the preliminary engineering safety measures and operational radiological protection that have to be taken. The performed analysis and the achieved results during this work would make valuable contribution for updating the Safety Analysis Report (SAR) of MNSR.     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院（KAIST）设计的超临界二氧化碳模块化微型堆（MMR）为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

An independent engineer's view of the modular HTGR

The modular approach to enhanced safety and investment protection presents the reactor designer with a new set of opportunities and problems. Achievement of viable economics despite limited size is a severe challenge and the advantages of annular core geometry in this connection are described for both prismatic-fueled and pebble-bed reactors. The classic HTGR problem of reactivity response to water ingress has to be faced and the paper includes a brief section on this. Finally some of the alternative configurations and decay heat removal schemes which are possible have been reviewed.     

自然循环反应堆NHR-200Ⅱ失水事故初步研究

破口事故是压水堆最为关注的一类重要事故,其失水量与事故后果严重程度密切相关。NHR-200Ⅱ是由清华大学核能与新能源技术研究院经过多年研究和不断改进,设计的一种全功率自然循环低温供热反应堆,其设计中采用了多种先进的非能动和固有安全设计。本研究针对NHR-200Ⅱ反应堆,选取后果最为严重的控制棒引水管断裂且无法隔离事故,利用系统热工瞬态分析程序对事故过程进行了模拟和分析。结果表明,即使在最严重的破口失水事故下,NHR-200Ⅱ主回路中剩余的冷却剂始终能覆盖反应堆堆芯,并有效通过非能动余热载出系统带走堆芯热量,从而保证反应堆堆芯不会因裸露造成烧毁,这表明NHR-200Ⅱ具有很好的安全特性。     

关于多堆年情况下堆芯损坏概率的讨论

反应堆堆芯损坏是反应堆运行中可能出现的严重事故。概率安全分析可得出单个反应堆的堆芯损坏频率,而在多堆年情况下发生堆芯损坏次数的概率则可由概率论中的二项分布来计算。经计算,在堆芯损坏频率为10^-4/堆年情况下,1万堆年发生堆芯损坏的概率约为0.63。      

CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。     

Core design improvement by optimizing the control and protection system elements distribution

One of the main attributes of reactor core design is finding the best distribution of the core control and protection system. Nuclear reactors have several distinct types of control and protection elements, such as control rods, shimming rods and emergency rods. Each of these elements performs a separate task in a control procedure. The distribution of these elements in the core contributes to their worth and expense, therefore finding the best location and distribution of the control protection system (CPS) elements is very important from the view point of nuclear reactor design and safety.     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。