高温气冷堆球床等效导热系数实验装置模拟计算

球床等效导热系数是反映高温气冷堆球床型堆芯宏观热量导出能力的特征参数。为提高中国高温气冷堆设计计算及安全分析能力,清华大学核研院研制了高温气冷堆堆芯全尺寸球床等效导热系数测量实验装置,可进行静态石墨球床在真空及氦气条件下的等效导热系数测量实验。通过对该实验装置的结构进行适当简化,建立了模拟其高温、真空条件下辐射、导热传热特性的二维模型。利用该模型计算了实验装置内的稳态、动态传热特性,可以对球床区径向温度分布、上下保温层材质不同带来的影响、中心发热体超温情况、升降温过程等作出先期理论评估,给出进一步实验的指导性建议。     

球床式高温气冷堆球流混流的模拟

球床式高温气冷堆(HTR)球流运动存在混流的现象,它会对功率峰值等堆芯参数发生影响。该文开发了专门的混流模拟方法,在原球床高温气冷堆分析程序VSOP的基础上开发了新的程序系统MFVSOP。新程序通过设定不同的混流比例可模拟球床式高温气冷堆堆芯每个流道与相邻流道的混流,实现其与堆芯物理、热工、燃耗等计算耦合并有能力分析球流混流运动对堆芯燃耗分布、功率分布等参数的影响。对于研究球床式高温气冷堆的运行特性及不确定性分析提供了有力的计算工具。     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

高温气冷堆球床等效导热系数实验研究进展

堆芯球床等效导热系数是直接影响高温气冷堆燃料最高温度和堆芯温度分布的关键参数;在余热导出过程中起主导作用。开展球床等效导热系数的实验研究对于反应堆分析程序的完善、研究提高高温气冷堆单堆功率的可能性、以及工程的安全分析具有重要的意义。综述了国内外球床等效导热系数测量的研究现状,给出了清华大学HTR-PM三维堆芯球床等效导热系数测量实验最新成果,总结了各国实验的研究手段,对研究方向进行了讨论。     

球床式高温气冷堆燃耗测量随机误差的影响分析

球床式高温气冷堆燃料球多次通过堆芯,卸出堆芯的燃料球将由燃耗测量装置测量其燃耗,达到设定阈值的将按乏燃料处理,否则将返回堆芯继续裂变发热。而燃耗测量会具有随机误差,从而可能对燃料循环过程产生影响。该文改进了球床高温气冷堆燃料球运行历史的Monte Carlo模拟程序MCPHS,对燃耗测量的随机误差进行了模拟,对燃料循环过程的影响进行了分析。结果表明卸料燃耗均值、燃料球通过堆芯次数均值、堆芯燃耗分布对于燃耗测量误差并不敏感,而燃料球卸料燃耗分布、卸料燃耗最大值和最小值及燃料球通过堆芯最大值和最小值对于燃耗测量误差很敏感。     

球床高温气冷堆闭式循环特性

从提高天然铀利用率和改进废物管理方面考虑,研究球床高温气冷堆乏燃料中铀钚的再利用和不同闭式燃料循环的特性。在250MW热功率球床模块式高温气冷堆示范电站铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚为核燃料,设计了PuO2和混合氧化物(MOX)燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与示范电站有同样结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。还研究了基于轻水堆级钚的燃料循环。采用了高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆不同闭式循环的燃料利用和超铀元素焚烧特性。不同闭式循环钚消耗率分别为50%、46%和71%,天然铀的电利用率分别提高了6%、8%和20%。结果表明:高温气冷堆闭式燃料循环能有效焚烧钚同位素,适度提高天然铀的利用率。     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

HTR-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

高温气冷堆温度反馈的集总参数法模拟

该文研究了模块式高温气冷堆的堆芯热工反馈模型。在三维圆柱几何堆芯中子时空动力学改进准静态方法的基础上,应用集总参数法建立了模块式高温气冷堆堆芯温度反馈的热工模型。将全堆划分为燃料颗粒、等效慢化剂和反射层3个区域,通过热工反馈求解反应性变化。在反应性扰动和冷却剂丧失情况下,模拟了反应性、堆内各区温度、各能群中子平均注量率以及相对功率等物理量随时间的变化。模拟结果与理论分析一致,初步实现了高温气冷堆的物理热工耦合。     

球床高温气冷堆初装堆芯的物理计算方法及验证

球床高温气冷堆在初装堆芯建立过程中,会出现堆芯燃料球比例、空隙填充物质和顶空腔高度等不断变化的情况。基于确定论方法的设计程序VSOP在进行初装堆芯物理计算时需要采用多种特殊处理。为了明确这些特殊处理引入的近似程度,该文选用通用Monte Carlo程序更精细地模拟了初装堆芯。对比结果表明:对于初装堆芯,VSOP程序采用等效球体模型进行热谱计算、通过流修正方法对堆芯空隙填充物质反应性价值进行计算、以真空气氛近似氦气气氛、采用分方向扩散系数的方法对大尺寸顶空腔进行计算所引入的误差都很小。因此,VSOP程序对初装堆芯的这些近似处理是合理可行的。     

高温气冷堆球流实验的数值模拟研究初探

本文从球床高温气冷堆的球流实验系统特点出发,对通过理论途径模拟高温气冷堆球流实验系统进行了初步探讨。得出结论说明DEM模型对唯象学球流研究的模拟具有很好的准确性,在计算球流局部细节的定量特征上具有一定准确性,但还有进一步发展的空间。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。     

商用高温气冷堆氦气透平循环发电热力学参数分析和优化

随着反应堆出口温度的提高,高效的动力转换技术已经成为(超)高温气冷堆的一个趋势。该文在HTR-10、HTR-10GT和HTR-PM研究的基础上,针对更高的堆芯出口温度,对高温气冷堆氦气透平循环的热力学参数进行分析、优化和设计。通过建立高温气冷堆的数学模型和优化模型,结合更符合工程经验的约束条件,确定了高温气冷堆氦气透平循环的2个设计工况点:1)接近目前工程经验的工况点,堆芯出口温度为850℃,继承HTR-10GT氦气压气机和透平的设计经验,循环压比为2.47,循环效率为47.60%;2)略带前瞻性的工况点,堆芯出口温度为900℃,堆芯入口温度为550℃,压气机压比为2.75,此时循环效率为48.92%。该文还基于这2个工况点对高温气冷堆氦气透平循环参数进行设计,将会对未来开发高温气冷堆闭式Brayton循环提供帮助。     

反应堆温度系数的作用机理解析

高温气冷堆与压水堆因慢化剂和燃料元件的不同,两种堆型的物理特性存在诸多差异,其反应性控制与安全要求亦存有较大区别,包括堆芯温度对反应性的影响途径、反应堆温度系数随温度和燃耗的变化趋势等均需要在运行工作中格外关注。该文对高温气冷堆与压水堆各温度系数的作用原理和影响因素进行全面的对比分析,探讨造成以上不同的具体因素,旨在使核电厂运行人员正确理解反应堆温度系数,准确判断温度系数的变化趋势,并在反应堆运行工作中灵活运用。     

本刊学术论文扫描

环境影响评价分析是每个核电站在建设、审批之前必须要经过的步骤,而计算核电站的堆芯放射性总量是环境影响评价的前提,也是堆内核素行为研究的基础。本期19～23页钱郑诚等的文章。高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法”首先对堆芯放射性总量的计算程序KORIGEN进行了优化编译,实现了模拟全堆芯实际中子能谱变化的功能,并且对数据库做了半衰期数据的更新修正;     

气体透平直接循环高温气冷堆安全分析方法及应用

介绍了当前气体透平直接循环高温气冷堆的系统安全方法及其在2种不同堆型(球床堆和柱状堆)中的应用,并给出了柱状堆的一些瞬态计算结果。     

HTR-10 大破口事故下结构特性的瞬态分析

１０ＭＷ模块式高温气冷反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管压力壳的双端断裂事故属假想极限事故。当热气导管断裂后,高压的一回路冷却剂气体（３ＭＰａ）通过破口向堆舱猛烈喷放,一回路迅速卸压,并形成强卸压冲击波。利用了改进后的Ｋ－ＦＩＸ（ＦＬＸ）程序,对该事故下冷却气体喷放过程中堆体内主要结构部件（压力壳左支承、堆芯壳支承、堆芯壳）的安全特性进行了瞬态分析。通过计算,给出了破口处的压力瞬变、流量瞬变和堆芯壳上下两端的压差瞬变,以及在卸压冲击波作用下堆芯壳的膜应力和弯曲应力。最后,利用计算分析定量地给出了大破口极限事故下ＨＴＲ－１０的堆体主要结构部件的安全系数。结果表明,即使在极限事故下,ＨＴＲ－１０堆体结构仍有良好的安全特性。     

高温堆双区堆芯交混区内球分布实验研究

双区堆芯的设计代表了高温气冷堆技术的发展方向之一。为确定高温气冷堆双区堆芯交混区内燃料球分布情况开展实验研究,解决与高温堆堆芯结构和物理设计密切相关的问题。实验结果表明:交混区内燃料球和石墨球的概率分布具有良好的对称性;堆芯上部的交混区内燃料球分散度较小,中部较大,交混区并没有无限扩散而具有确定的范围,说明球流运动是一种有限的分散性;在加球面上加入任一球其在交混区内的概率密度分布满足Gauss分布规律;根据Gauss分布对称中心可以确定交混区内球流均值流线并从理论上确定交混区大小。     

接触模式对球床堆有效导热系数影响的数值分析

为了分析相邻颗粒的接触模式对有效导热系数的影响,数值分析了3种不同的接触模式下有序堆积球床堆的有效导热系数。首先采用间隙模型分析了不考虑接触导热下的球床堆有效导热系数,然后采用面接触和短圆柱模型分析了考虑接触导热下的球床堆有效导热系数,最后分析了不同温度下接触模式对球床堆有效导热系数的影响。计算结果表明,在不考虑接触导热时,间隙模型下的球床堆计算结果与ZS关联式吻合很好。当考虑接触导热时,由于受网格质量限制,面接触计算模型的接触半径较大,因此计算的球床堆有效导热系数与ZSK关联式的结果相比误差较大;采用短圆柱接触模式计算发现,接触半径越小,计算得到的结果与ZSK关联式的结果吻合越好,因此在网格生成质量允许的情况下,推荐使用较小接触半径的短圆柱接触计算模型。同时发现随着温度的升高,接触模式对球床堆有效导热系数的影响减弱。     

基于压力修正方法的高温气冷堆模拟

高温气冷堆热工水力过程模拟是高温气冷堆模拟机开发的关键技术之一,采用流体网络建立流动过程计算模型,将压力修正方法应用到流体网络求解中,传热网络建立传热过程计算模型,并实现流体网络与传热网络的耦合计算,建立了适用于高温气冷堆模拟机的热工水力过程模拟方法,采用组件搭建的方式模拟热工水力过程。将模拟方法应用到带有分支汇合的管路和中间换热器的热工水力过程模拟中,结果表明:压力修正方法的应用使得流体网络具有良好的收敛性,稳态工况计算结果具有良好的稳态精度,动态过程计算能够正确响应热工水力过程的特点,模拟结果与理论分析一致。