GH3128高温拉伸强度设计方法的优化

国产镍基高温合金GH3128在高温下具有良好的强度,有望成为超高温气冷堆(very high temperature reactor,VHTR)核心部件中间换热器(intermediate heat exchanger,IHX)的主要结构材料。该文针对美国机械工程师协会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)标准应用于GH3128时无法在全温度段得到一致可靠设计余量的不足,采用正态分布直接计算的方法,通过整体多项式、分段多项式以及分段指数这3种拟合方式,对拉伸性能设计许用值进行了计算。分析结果表明:针对现有的GH3128拉伸性能数据,应分别采用分段多项式拟合及分段指数拟合来求抗拉强度和屈服强度的设计许用值,并且这种方法给出的设计许用值曲线可以在全温度区间给出一致可靠的设计余量,可作为超高温气冷堆中间换热器结构设计的参考依据。     

高温气冷堆关键材料技术发展战略

在我国核电技术自主化发展过程中,堆本体、燃料组件和蒸发器等主要设备的关键材料自主化是一个重要的基础问题。对于高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR),这些关键材料主要涵盖核燃料、高温金属、核石墨、压力容器材料、高温气冷堆制氢相关材料等。受国内材料研发和制造水平所限,高温气冷堆部分关键材料仍采用国外进口材料。该文针对我国高温气冷堆核能技术所需的关键材料技术开展战略研究,研究关键材料的内容和范围、制造产业链、表征和应用等,提出对高温堆技术发展具有支撑性作用的关键材料体系及其工程化技术,并给出技术发展规划和建议。     

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。     

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。     

高温气冷堆氦气透平压气机和主氦风机研究进展

具有固有安全特性的模块式高温气冷堆(high temperature gas-cooled reactor, HTGR)具有反应堆出口温度高的特点,可与闭式Brayton循环或Rankine循环耦合,实现高效率的发电。氦气透平压气机和主氦风机分别是与这2种循环耦合的高温气冷堆系统中的关键动力部件,该文针对氦气闭式Brayton循环,分别从稳态与动态特性2个方面揭示其内部循环机理;同时针对循环内核心部件氦气透平压气机,开展2.2 MW样机研制与120 MW商用氦气透平压气机设计。在主氦风机研制方面,顺利完成了10 MW高温气冷堆(HTR-10)主氦风机研制与高温气冷堆示范电站(HTR-PM)主氦风机研制,获得了主氦风机完整的性能数据。为进一步确保HTR-PM项目的顺利推进,搭建了主氦风机综合试验平台,同时测试了2种主氦风机(电磁轴承主氦风机和干气密封主氦风机)的性能。取得的研究成果体现了清华大学核能与新能源技术研究院在自主研发先进核能核心装备技术上取得了重大突破。     

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。     

高温气冷堆工程验证用国产石墨的强度实验研究

 对国产石墨材料(NG-CT-01)进行了强度实验研究。考虑石墨材料强度的分散性,对石墨材料不同批次和坯料不同部位、不同方向进行了取样。根据国标实测了材料的抗拉、抗压和抗弯强度。由于在对石墨的应力评价中,压缩应力是以当量拉应力出现的,且石墨安全评价所用数据一般通过抗拉强度实验确定,所以着重对实测数据中的抗拉强度进行了在95%置信水平、99%可靠度的性能指标下的最小强度计算。为了对石墨强度进行安全评价,必须知道石墨强度的威布尔分布。因此应用Weibull++7软件采用极大似然法对抗拉强度实验数据进行了两参数威布尔分布的参数拟合,并按照德国高温气冷堆设计规范《KTA-3232 反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件》的规定修正了威布尔分布参数,为后续高温气冷堆工程验证提供了基础参数。将实验结果和若干国内外规格的石墨数据进行对比,国产石墨的强度参数在其原基础上有所提高,可基本满足工程验证结构和抗震试验的技术要求,目前已经用于大型石墨堆芯结构抗震试验模型的加工制造。     

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     

非H封闭周转轮系基础传动比选择合理性研究

为根据给定传动比设计非H封闭式周转轮系得到效率高体积小的较佳方案,研究了该种轮系总传动比、基础传动比与封闭传动比之间的关系及其对效率的影响,得到了在满足许用效率的条件下基础传动比边界曲线表达式,绘出了边界曲线;给出了按照满足许用效率且体积较小的原则,合理选择基础传动比的方法.对于给定的总传动比,基础传动比的选用范围随许用效率的不同而变化,总传动比的绝对值越大,许用效率的值越高,则基础传动比越大.     

高温气冷堆示范工程螺旋管式直流蒸汽发生器工程验证试验

研发一种新型蒸汽发生器必须进行一定规模的工程验证试验。清华大学核能与新能源技术研究院在其实验基地建设了高温气冷堆示范工程(HTR-PM)螺旋管式直流蒸汽发生器的工程验证试验回路(engineering test facility for steam generator, ETF-SG)。工程验证试验回路能够模拟HTR-PM运行参数,可对HTR-PM蒸汽发生器一个换热组件进行1∶1的工程验证试验。回路设计热功率10 MW,氦回路设计压力8 MPa,最高设计温度800℃,二回路设计压力18 MPa,最高设计温度600℃。在工程验证试验回路上针对高温气冷堆蒸汽发生器完成了几十项热工水力试验,对蒸汽发生器的温度均匀性、堵管后温度分布及其温度展平调节、热工水力瞬态特性、两相流不稳定性等进行了试验研究,验证了HTR-PM螺旋管式直流蒸汽发生器的热工水力和结构设计,并为其调试、运行、低功率及启停工况参数的确定提供了重要数据和参考。     

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。     

HRT-10控制棒传动机构的能量分析

针对10-MW高温气冷堆(HTR-10)控制棒传动机构可能出现的事故隐患--链条断裂、联轴器键损坏等现象,建立了其传动机构的理论分析模型,进行了能量分析.结果表明: 缓冲器吸收能力与联轴器强度的匹配问题是联轴器可能出现损坏的主要原因; 温度的升高降低了涡流阻尼力,造成缓冲器吸收能力与联轴器强度的不匹配; 缓冲器的变形量与作用在联轴器上的作用力有关.为HTR-10控制棒传动机构的设计提供了理论依据.     

HTR-10控制棒传动机构的能量分析

针对 10 MW高温气冷堆 (HTR- 10 )控制棒传动机构可能出现的事故隐患——链条断裂、联轴器键损坏等现象 ,建立了其传动机构的理论分析模型 ,进行了能量分析。结果表明 :缓冲器吸收能力与联轴器强度的匹配问题是联轴器可能出现损坏的主要原因 ;温度的升高降低了涡流阻尼力 ,造成缓冲器吸收能力与联轴器强度的不匹配 ;缓冲器的变形量与作用在联轴器上的作用力有关。为 HTR- 10控制棒传动机构的设计提供了理论依据     

HTR-10直流蒸汽发生器动态特性的仿真研究

研究蒸汽发生器的动态特性 ,可以为控制系统的分析设计提供依据 ,提高它的运行水平。为此 ,建立了 1 0 MW高温气冷堆 (HTR- 1 0 )蒸汽发生器的动态模型 ,较全面地反映了在功率运行范围内螺旋管直流蒸汽发生器的分布性、非线性及动态特性。在此基础上进行了详尽的仿真 ,结果表明 ,该模型的静态仿真值与静态设计值及实验值相符合 ;仿真动态过程符合热工水力学及其定性机理分析结果。这些结果对于设计蒸汽发生器的控制系统具有非常重要的意义。     

10 MW高温气冷实验堆工程标准化的管理

从10MW高温气冷实验堆(HTR-10)工程实践,总结买验堆工程标准化的管理经验.组织保证和增强标准化意值是买施核工程标准化管理的必要前提.重点阐述了HTR-10的设计、制造和建造阶段所采取的标准化管理措施和实效.该工程实践表明,实施核工程标准化管理是保证工程质量和工程进度、提高投资经济效益的重要手段之一.期望能为其他实验堆、研究堆等核工程提供借鉴,共同探讨核工程标准化管理这一普遍性课题.     

10 MW高温气冷堆的协调控制方案

针对10MW高温气冷堆(HTR-10)核动力装置堆型新,对象动态特性复杂等特点,研究了自动控制系统的整体结构,结合工程要求设计了相应的协调控制方案.分析并提出控制器参数的工程整定方法,通过仿真着重在典型给定置变化或扰动情况下,对各方案控制性能进行了深入分析和考查.最终给出"核功率控制热氦温度以及氦流量控制蒸汽温度”的方案作为工程重点,可为实际运行操作提供直接参考,并为HTR10整体控制策略的深入研究奠定了基础.     

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。     

基于有限元方法的高温气冷堆燃料贮存罐跌落事故评价

通过将燃料元件等效为流体,本文采用耦合Eule-rian-Lagrangian(CEL)方法研究了高温气冷堆燃料元件贮存罐的跌落事故。该方法能够描述燃料元件在跌落过程中的流动性和惯性效应,以及燃料元件对贮存罐所产生的侧向液动压力。与等效质量法进行了对比,结果表明:在跌落冲击过程中,等效质量法计算得到的冲击力更大、跌落接触时间更短,而CEL方法则能体现罐体的径向膨胀。因此,CEL方法能够模拟燃料元件的惯性效应以及流动效应,而等效质量法则能充分考虑冲击力的作用,结构设计中可以结合2种方法的计算结果,给出更为合理的设计方案。     

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。     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.