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。     

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。     

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。     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

HTR-10初装堆芯及过渡过程物理计算分析

选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的初始装料方案，利用高温堆物理模拟程序ＶＳＯＰ及二维ＳＮ程序，分析计算了初始装料时ＨＴＲ－１０堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量，研究了初装堆向平衡态过渡过程中的临界性、单球最大功率、最大比燃耗等变化情况。结果表明：ＨＴＲ－１０初装堆的进水反应性效应比平衡态小；控制棒及第二停堆系统反应性当量比平衡态的大。但是，初装堆冷态下反应性控制系统当量裕量比平衡态小；过渡过程中有效增殖因数在很小范围内变化，燃料最大比燃耗不超过１００ＧＷｄ／ｔ。     

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。     

高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑--燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。     

双区球床堆芯球流运动二维比例模型唯象实验

为研究燃料元件和慢化球呈双区分布的球床高温气冷堆球流运动规律,建立了实际堆芯的二维比例实验模型。从唯象角度实验研究了双区分布形成过程、中心区/模糊区大小与形状、滞留区等与堆芯物理和结构设计相关问题。结果表明:球流运动具有随机特性,但宏观上具有确定性,本实验条件下可以形成稳定的双区分布;加装导向挡板对双区的形成及其形状、大小没有影响,但对双区交界处的交混有改善作用;本实验条件下存在滞留区,可通过改变本体底部设计加以消除。     

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。     

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。     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

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     

Thorium-Based Fuel Cycles in the Modular High Temperature Reactor

Introduction The advantages of the modular gas-cooled high tem- perature reactor (HTR) and thorium (Th) based fuel cycles are discussed in this paper. International interest in HTR technology has been increasing in recent years due to a growing recognitio…