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。     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

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。     

连续电除盐技术对核电站一回路冷却剂中核素的净化特性

为了研究连续电除盐(CEDI)技术对核电站一回路冷却剂中核素的净化特性,该文采用膜堆在不同进水浓度及电流的条件下进行实验。实验结果表明:利用CEDI技术处理一回路冷却排放废液,当工作在0.1 A以上电流强度下,可达到高于99%的去除效率;当进水中核素离子的浓度水平较高时,需要采取合适的预处理技术,或者采用两级CEDI串联的方式运行。CEDI技术具有去除效率高、连续运行及无需酸碱再生的优点。     

示范快堆一回路钠泵电机试验及调试问题探究

600MW示范快堆工程作为国家批准的重大核能科技专项,工程的成功建设对形成我国快堆产业化、实现核燃料闭式循环、促进我国核能可持续发展、推动地方经济建设具有重要意义。该文从一回路钠泵电机的功能指标、运行条件、可靠性分析出发,进而阐述一回路钠泵电机试验及调试问题的独特性及重要性,最终以实际故障案例的处理来验证一回路钠泵电机试验及调试方法的正确性。     

弯管流量计测量高温气冷反应堆一回路流量的可行性研究

为保证高温气冷堆发电系统的安全运行,弯管流量计被设计在系统一回路中对氦气循环流量进行测量。在循环流动过程中,氦气会分流到镜像对称分布的14根上升管路,再汇总流入汇流箱中,通过压气机返回反应堆。根据系统设计要求测量4根上升管路上的支路流量进而实现对于全部14根上升管路总流量的高精度测量。为保证上升管路支路流量测量与全部14根上升管总流量的准确对应关系,通过实验和数值模拟相结合的方式研究了一回路14根上升管的流量分布规律。实验系统是根据流动相似准则,针对14根上升管结构设计并建立了一套与真实系统几何相似的1：5尺寸实验模型。并在每根上升管路上安装高精度弯管流量计对分支流量进行测量。根据统计实验分析得到,合计14根弯管流量计测量的总流量与流量真值能够在1%的精度水平上一致。数值模拟分析上升管各支路的流量分布特性表明：在严格控制装置各个环节的对应关系时,上升管各支路流量与流量平均值分布在±1%精度范围,因此通过选择4根支路作为弯管流量计的测量支路实现测量全部14根上升管流量的设计是可行的。     

基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。     

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。     

大亚湾海域马尾藻对放射性核素110mAg 迁移转化的数值模拟

应用潮波方程和扩散方程计算出放射性核素110 mAg在大亚湾的浓度分布,使用库室模型描述海洋生态系统动力学微分方程组,建立了海洋生物库室简化模型,得出大亚湾海域马尾藻对放射性核素110 mAg的迁移转化在各网格处达到动态平衡时的浓度规律. 模拟结果与实测数据基本一致,说明模型的建立及参数的选取是恰当的. 该方法为预测核电站废水排放中放射性核素的对海洋生物的影响提供了科学依据.     

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     

ITER中国固体实验包层温度场数值模拟

利用计算流体力学数值模拟软件F luen t对国际热核实验堆(ITER)的中国固体实验包层模块(TBM)的第一壁B e、B e球床中子增殖区、L i4S iO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场进行二维和三维数值模拟。研究TBM各区及冷却剂氦气流道的温度场分布,并对二维和三维计算结果进行比较。结果表明:除极小区域外,各材料层的温度均低于该材料所允许的工作温度;二维模拟结果与三维模拟结果基本符合,为了简化计算,在初步分析中可采用二维模拟。分析结果可作为ITER中国固体实验包层模块的热工水力学优化设计的参考。     

选择性催化还原脱硝反应器数学模型及仿真

针对国内选择性催化还原(SCR)脱硝技术尚未成熟,对SCR反应器中主要的化学反应建立了集总参数动态数学模型,其中分别建立了催化剂表面NH,的吸附-解吸附质量平衡模型、反应器中各气体成分的质量平衡模型以及总体能量平衡模型.利用MATLAB仿真语言工具开发了SCR反应器的动态仿真模型,进行了模型的稳态计算.并在仿真模型的基础上进行了NO;浓度、温度扰动下的仿真试验,试验结果趋势正确,分析结果表明建立的数学模型具有较强的实用性.     

高岭土酸浸法制备PAC管式反应器体积计算

酸浸反应器是高岭土制备聚合氯化铝的关键设备。基于连续管式反应器具有环境清洁、连续操作和利用率高等优点 ,文章研究了高岭土酸浸连续管式反应器体积的计算方法。指出对影响反应器体积大小的主要因素 :盐酸的初始浓度、氧化铝浸出率、反应温度和时间等 ,应加以综合考虑 ,选择适宜的操作条件 ,从而计算确定反应器体积     

羰基合成丁醛反应过程的模拟

对丁醛生产流程中的羰基合成反应过程进行了模型化和动态模拟技术的研究。根据体系的物料平衡和能量平衡的分析,在可靠的热力学和反应动力学基础上,建立了丙烯氢甲酰化全混釜反应系统的数学模型。并根据合理的求解计算方法求解模型体系,最后完成本反应器的动态模拟过程。计算的结果和对比分析表明,本次动态模拟能很好地体现生产变化规律。     

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。     

快堆燃料棒内氦气容积比的测定

方法设计、加工出了满足快堆燃料棒内氮气容积比测量要求的“燃料棒穿刺装置”,建立了采用气相色谱法测定燃料棒内氦气容积比的方法.确定氮气客积比的仪器洲定条件：真空度优于100 Pa、泄漏率优于10 Pa/90 s;当取样体积为1 mL,气体中杂质02、N2、Ne、H2、CH4、CO、CO2的测量范围为0.11％～5.0％.     

Two Phase Flow Stability in the HTR-10 Steam Generator

IntroductionMost previous studies on helical tube two-phase flow stability[1] have used electrical heatingand large diameterhelical ( helicaldiameter>1 m)tubes.The small helicaltube combined structure wasselected for the design of the 1 0 MW HighTemperature Gas Cooled Reactor ( HTR- 1 0 ) once-through steam generator. Once- through steamgenerators with small helical tube units have manyadvantages. The steam generator ( SG) can bebuiltin parts,which can be maintained orreplacedseparately a…     

无限大带电体之间的静电势能的计算

通过求解静电场的泊松方程以及静电场基本概念的运用 ,给出无限大带电体之间的静电势能的两种简便计算方法 ,与教程常用方法相比更易于掌握 .对掌握量子力学中利用微扰法和变分法计算氦原子基态能量、以及掌握电磁学中静电势能的计算等问题有很好的帮助 .     

柔性直流输电换流阀模块拐角处电场的比例系数法计算

换流阀模块的表面电场计算对换流阀屏蔽罩以及均压环的设计以及改进十分重要,但是模块的倒角很小,若为保证计算精度,则单元剖分要求较高,计算代价较大。模块拐角处电场畸变最为严重,为了准确计算,采用了适合大规模问题求解的多极子加速曲面边界元法。分析了不同倒角下拐角处电场的变化情况,在此基础上提出用比例系数分析均压环对模块的电场屏蔽效果。对完整的阀塔进行建模计算,结果表明当前的侧面均压环方案能够将拐角处电场值减少到控制值以下,对阀塔屏蔽系统的进一步改进设计提供了参考。