提高压水堆循环热效率的方案设计

针对高温气冷堆能量利用率低的问题,提出了一种提高高温气冷堆能量利用效率的方案,并运用以热力学第一定律为基础的效率法对压水堆核电站热力系统进行建模,分析了该方案的可行性及对压水堆核电厂热力系统和高温气冷堆能量利用率的影响.通过分析给出了最佳运行参数范围.计算结果表明:采用该方案可以有效提高高温气冷堆的能量利用效率,并且可以从多角度改善压水堆核电厂的运行.     

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。     

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。     

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。     

核电站施工工艺及质量控制

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。这里,笔者将具体谈几点核电站施工工序及施工中的质量控制。     

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。     

高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站研究

模块化高温气冷核反应堆是一种安全性好、可用于高效发电和提供高温工艺用热的先进核反应堆,是国际核能领域第4代核能系统中6种备选堆型之一。将模块化高温气冷堆技术与目前已经成熟的超临界蒸汽动力循环技术耦合,发电效率将达到45%以上,比目前在役的压水堆核电站效率(33%左右)高出30%以上。我国已经掌握了模块化高温气冷堆技术;通过引进、消化、吸收,也已经掌握了超临界蒸汽动力循环技术;具备条件研究建造高温气冷堆超临界蒸汽动力循环电站,使其成为世界上最早实现的超临界核电站。     

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。     

ILU-GCR算法用于高温气冷堆中子时空动力学实时仿真

将带不完全LU分解预处理的广义共轭残量（ILU—GCR）算法用于高温气冷堆中子时空动力学程序中形状函数的计算,通过与几种经典迭代方法比较,ILU—GCR算法的优势比较明显,可以达到实时仿真计算要求．对给定功率的高温气冷堆模型,模拟了“弹棒”事故情况下考虑过功率保护与ATWS两个过程中堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率、堆芯相对功率、堆内温度等物理量随时间变化,计算结果与理论分析一致．     

模块式高温气冷堆中Pu燃烧的物理特性

由于模块式高温气冷堆 (MHTGR)是燃烧 Pu的一种选择 ;Th燃料循环可以限制 Pu的产生和减少高放废物 ,因此研究了在 Th 燃料循环模块式高温气冷堆(PBMHTGR)中燃烧 Pu的物理特性。PBMHTGR初装燃料元件中 Pu的同位素的含量与现行的生产能量堆模块式高温气冷堆 (EPMHTGR)相同 ,考虑反应性的要求 ,加入了2 3 3 U。利用 VSOP程序分析这两个堆的物理特性。结果表明 ,PBMHTGR能够燃烧掉同等功率 6个以上 EPMHTGR产生的 Pu。这表明 ,在 Th燃料循环 MHTGR中 ,燃烧钚是可行的     

高温气冷堆热工水力计算数据管理系统的分析和设计

以现有高温气冷堆热工系统分析软件THERMIX为基础,针对反应堆工程设计人员和安全分析人员对THERMIX程序的应用要求,提出了基于c/s结构的高温气冷堆热工水力计算数据管理系统(THERMIXCalculatingDataManagementSystem,TCDMS)的设计方案,从功能模块划分、系统的总体设计、数据库设计等方面进行论述,并对其中的关键技术进行了分析和研究,为系统的开发和实施提供切实可行的理论依据和技术指导,以实现系统对THERMIX计算数据的科学化、工程化管理,从而提高反应堆热工设计和安全分析工作的效率。     

M310核电机组棒控系统故障对机组运行的影响与应对策略

核电厂棒控系统是用以调节反应堆功率的最重要、最灵活的手段.其安全功能在于,当反应堆保护系统动作后,所有停堆棒和调节棒都迅速掉入堆芯,以此来迅速引入足够的负反应性,使反应堆达到一个安全的停堆状态.由于棒控系统直接关系到核电厂机组运行时反应堆正常的反应性控制和负荷跟踪,而且棒控系统的不正常工作直接影响核电站的安全稳定运行,严重的可导致保护动作,造成停堆等事故的发生.因此,该文以秦山第二核电厂运行机组为例,论述了棒控系统运行期间一些可能发生的故障和这些故障对机组运行的影响,以及运行人员应做出的响应和处理方法.     

基于CFD方法的氟盐冷却高温堆安全限值研究

氟盐冷却高温堆（FHR）是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。本文以上海应用物理研究所设计的球床FHR（PB-FHR）为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

基于计算流体动力学方法的氟盐冷却高温堆安全限值分析

氟盐冷却高温堆(FHR)是近年提出的一种新概念反应堆,继承了第四代反应堆和压水堆的技术特点,具有较高的经济性和安全性。以上海应用物理研究所设计的球床FHR(PB-FHR)为研究对象,采用CFD方法,建立了堆芯多孔介质模型,考虑了因燃料球堆积对冷却剂流动所产生的阻力作用,开展了PB-FHR热工水力安全限值研究,获得了两种不同工况下,满足堆芯入口温度、堆芯出口温度、冷却剂最高温度和燃料球中心最高温度限制的安全运行区间。研究对于PB-FHR的设计优化以及安全评审具有借鉴意义。     

高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准适用性研究

 高温气冷堆具有良好的固有安全性,其高参数蒸汽可以满足石化行业等供热市场的需求。本文给出了高温气冷堆供热机组推广过程中存在的厂址选择法规标准适用性挑战,并通过高温气冷堆与石化行业用户相互之间的影响分析,认为现阶段已有开展编制高温气冷堆供热项目厂址选择法规标准的必要。同时综合国内外调研情况发现,可以充分发挥高温气冷堆的技术优势,重点关注行业间应急体系的协调性,鼓励发展高温气冷堆供热项目非居住区、限制发展区、应急计划区“三区合一”的理念。     

ADS次临界堆芯动态特性模拟

次临界反应堆依靠质子束打靶产生的中子来维持运行,其动态行为与普通临界堆不同.本文建立了铅铋次临界堆芯的动态模型,编写了相应的计算程序,验证了ADS中子动力学模拟的正确性.本文分别模拟了冷却剂入口温度和流量变化对次临界堆的影响.同时,模拟了不同加速器频率下,次临界反应堆的动态响应.结果表明,冷却剂入口温度和流量,均会影响次临界堆的安全运行;选择高频率的质子加速器可以保持次临界堆的稳定运行.     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

高温气冷堆主氦风机预防性维修策略研究

高温气冷堆主氦风机是清华大学自主研发的先进核能核心装备之一，对于反应堆的正常运行至关重要。主氦风机停机会导致反应堆紧急停堆，直接影响核电厂的运行，并可能带来安全风险。因此，需要评估主氦风机的可靠性，并对主氦风机开展预防性维修策略研究，以保障高温气冷堆核电厂高质量运行。首先，该文使用故障模式、影响和危害性分析(failure mode, effects and criticality analysis, FMECA)方法识别主氦风机的关键重要部件；然后，基于各部件的通用数据评估得出主氦风机的故障率及各部件故障率占比，为提高主氦风机的运行可靠性提供参考依据；最后，使用以可靠性为中心的维修分析(reliability centered maintenance analysis, RCMA)对主氦风机的预防性维修策略进行规划，提出预防性维修方案建议。该文研究成果可为新研核能设备提升设计质量提供参考，为其他相关核能设施开展可靠性和维修性研究提供借鉴。     

高温球床辐射传热中的机器学习模型

在高温气冷堆(high-temperature gas-cooled reactor, HTGR)堆芯球床中,燃料球间的辐射换热是重要的传热模式,与堆芯固有安全特性密切相关。该文利用机器学习方法提出了球床颗粒间辐射角系数智能预测方案,其中基础计算模型基于角系数显式解析表达式,合理描述了球床热辐射特性随球心距变化规律和周围颗粒球平均阻挡作用,用于快速计算球床堆中辐射角系数的核心主导部分。利用高温气冷堆示范项目(HTR-PM)球床堆积结构和光线追踪方法,建立了高温堆球床高精度角系数大数据集,共包含1.66×10⁷条角系数工况,覆盖了球床各种局部结构。利用大数据训练后的梯度提升决策树模型有效提升了角系数预测精度,综合基础计算模型后角系数回归系数超过0.999。该文成果为高温气冷堆球流传热研究、堆芯优化和热工流体分析提供了高效的辐射传热计算方法。     

高温气冷堆核电站计算机化规程流程的建模和验证

为了满足高温气冷堆核电站计算机化规程流程验证的需要,针对高温气冷堆核电站"多个核蒸汽供应系统模块带一台汽轮机"的结构和运行特点,该文利用改进的着色Petri网建模方法,建立了常规规程执行流程模型和有中断的变体规程执行流程模型,并基于模型对计算机化规程执行进行了形式化验证。对一个典型的高温气冷堆核电站异常事件处理规程的案例进行分析,结果表明:基于改进着色Petri网的规程建模和验证方法有效,为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制提供了重要的理论依据。